地下核电厂防止气载放射性核素扩散的研究

给出地下核电厂防止气载放射性核素扩散的总体原则,分析地下核电厂防止气载放射性核素扩散的工程措施,重点研究严重事故下的防护措施。提出一种严重事故下可实现安全壳及反应堆厂房洞室及时卸压的系统。该系统非能动响应,并根据严重事故的不同情况自动采取相应的应对措施,过滤排放安全壳及洞室内放射性气载物的同时为安全壳和洞室降压。通过这些工程措施可以更好地控制地下核电厂严重事故中产生的气载放射性核素,从设计上实现实际消除大量放射性核素释放的可能性。     

压水堆核电厂安全壳过滤排放系统卸压策略分析

压水堆核电厂可采用过滤排放的方式来应对严重事故下安全壳超压失效的风险。本文采用一体化事故分析程序,建立了压水堆(PWR)核电厂大型干式安全壳节点模型以及过滤排放通道模型,选取全厂断电(SBO)始发的严重事故序列,分别计算了无安全壳过滤排放的工况、过滤排放系统(EUF)在安全壳压力上升到安全壳设计压力0.52 MPa(a)时启动但不关闭工况下,安全壳的压力情况以及放射性物质向外释放的量。并分析EUF不同开启压力0.52 MPa(a)/0.625 MPa(a)/0.73 MPa(a),不同关闭压力0.30 MPa(a)/0.35 MPa(a)/0.40 MPa(a)对安全壳卸压的影响,分析表明:EUF系统的投入可以在避免安全壳超压失效的同时,有效减少气溶胶类放射性物质的释放;EUF关闭整定值较高时,相同时间段内开启次数相应增加,向环境的放射性释放量也较少;提高EUF的开启压力,会延迟放射性物质向环境释放的时间。     

AP1000核电厂大量放射性释放源项分析

在AP1000核电厂的某些严重事故情景中,安全壳可能发生失效或旁通,导致大量放射性物质释放到环境中,造成严重的放射性污染。针对大量放射性释放频率贡献最大的3种释放类别（安全壳旁通、安全壳早期失效和安全壳隔离失效）,分别选取典型的严重事故序列（蒸汽发生器传热管破裂、自动卸压系统阀门误开启和压力容器破裂）,使用MAAP程序计算分析了释放到环境中的裂变产物源项。该分析结果为量化AP1000核电厂的放射性释放后果和厂外剂量分析提供了必要的输入。     

严重事故下开启双层安全壳环形空间通风过滤系统对缓解放射性向环境释放影响研究

核电站发生严重事故后,安全壳能包容从堆芯释放出的裂变产物,防止向环境的大量释放,但即使在安全壳完好的情况下,仍然会存在一定量泄漏。目前国际上的三代核电机型,大多采用双层安全壳的设计,对裂变产物具有一定的包容、滞留和过滤作用。本文基于我国自主设计的第三代核电机组,结合双层安全壳的设计特点和特定源项分析,对严重事故下双层安全壳之间的环形空间及其通风过滤系统对缓解裂变产物向环境释放的作用进行了定量分析,结果显示双层安全壳及环形空间通风过滤系统能够显著降低放射性气溶胶对环境的释放,对惰性气体也有一定的延缓排放作用。     

核电厂安全壳过滤排放严重事故管理策略研究

本文针对典型压水堆核电厂安全壳过滤排放系统的设置以及该系统在严重事故管理中的作用,在安全壳性能、典型安全壳超压严重事故现象以及放射性释放风险计算分析的基础上,结合国内外关于实际消除大规模放射性释放的要求及具体实践,对严重事故管理中的安全壳过滤排放策略进行研究。得到确定严重事故下安全壳过滤排放策略实施条件的方法,明确该策略在严重管理中的使用条件和相关限制,为严重事故管理导则的开发与安全壳过滤排放系统的优化设计提供支持。     

安全壳中气相裂变产物甲基碘喷淋去除的实验研究

在压水堆严重事故工况下,积存在堆芯中的大量放射性物质会以惰性气体、元素碘、甲基碘和气溶胶等形式释放到安全壳中。这些气载裂变产物在安全壳中浓度的高低将直接影响对环境的释放量;降低事故下安全壳中裂变产物的浓度是减少裂变产物环境释放量的有效途径。对此问题进行理论和实验方面的研究,是核电安全研究中重要课题之一。本文叙述作者在理论研究工作的基础上,利用自行设计、建造的安全壳喷淋模拟实验装置,研究甲基碘的喷淋去除效果,采用气相色谱仪测定甲基碘的气相浓度,得到了不同气相温度和不同添加剂对甲基碘喷淋去除效果的影响及其规律。     

百万千瓦级核电厂蒸汽发生器失去给水事故源项计算分析

对百万千瓦级压水堆核电厂的安全壳内进行隔间,应用IRSN和GRS等联合开发的ASTEC程序计算该类型核电厂在发生蒸汽发生器完全失去给水严重事故工况下放射性裂变产物在安全壳内释放迁移的情况,给出了主要隔间内的放射性活度.根据安全壳内喷淋系统能否正常启用对各个隔间内的放射性活度进行了比较.结算结果表明,喷淋能否启用,对Xe、Kr等惰性气体在各隔间内分布几乎无影响;但可以大大降低I、Br等易生成气溶胶、水溶性较好的裂变产物的浓度.对其他主要以气溶胶形态存在于安全壳气空间中的裂变产物也有很强的去除作用.喷淋的成功启用,将大部分放射性裂变产物冲刷入下部的地坑区,使得安全壳内上部空间的放射性活度有了明显的降低,但裂变产物聚积在地坑,使地坑的活度大大提高.     

核电厂严重事故下双层安全壳环形空间通风系统延迟投运的放射性后果影响分析

核电厂严重事故工况下,对于具有双层安全壳设计的核电机组,若环形空间通风系统不能正常运转,无法形成负压或无法启动事故过滤器,双层安全壳对放射性物质释放的控制效果将被削弱。鉴于此,本文针对目前国际上多个第三代核电机组采用的双层安全壳设计,考虑安全壳完整并选用NUREG-1465源项作为严重事故源项,计算环形空间通风系统在不同延迟投运场景下放射性物质的环境释放量,同时采用"欧洲用户要求(EUR)"文件提出的有限影响准则对严重事故的放射性后果进行评价,分析环形空间通风系统的延迟投运同"大量释放"间的关系。研究结果可为严重事故下的应急响应行动及放射性后果评价提供参考。     

气溶胶水洗过滤效率实验研究

AP系列核电厂,在严重事故下采用乏池水洗作为应对安全壳超压失效的重要措施之一,能够显著减小放射性物质向环境的释放,因此,为了评估事故的放射性后果,有必要解明水洗现象和规律.本文建立了气溶胶水洗实验装置,使用TiO2作为模拟气溶胶,通过粒径谱仪测定了水洗前后的气溶胶浓度.实验分别研究了粒径、载气流量、淹没深度及不同鼓泡器...     

核电厂严重事故管理要求在“华龙一号”设计中的应用

"华龙一号"是我国自主研发的三代核电机组,其设计应满足最新的核安全法规标准要求。在国际国内最新核安全法规标准中,针对核电厂应对严重事故措施的设计均提出了明确的要求。在发生严重事故的情况下,核电厂应设置完善的严重事故缓解措施,以防止大量放射性物质的释放。为确保"华龙一号"严重事故应对措施设计满足最新核安全法规标准中的相关要求,在"华龙一号"设计中,从严重事故管理要求的角度出发,结合"华龙一号"的严重事故管理总体策略,提出了严重事故缓解措施设计的功能要求、可用性要求、可达性要求、支持系统设计要求等一系列设计要求。这些要求的实现最终显著提高了"华龙一号"应对严重事故能力,并为"华龙一号"安全目标的最终实现提供了充分的保障。     

压水堆严重事故后安全壳内辐射环境计算分析

为了确保有效的缓解严重事故,需要对用于缓解和监测严重事故进程的重要设备、仪表在严重事故环境下的可用性进行评估.而温度、压力、湿度、辐射等参数是可用性评估的重要输入条件.本文针对百万千瓦级压水堆核电机组,参考美国核管会发布的《轻水堆核电厂事故源项》(NUREG-1465)关于严重事故后放射性物质的释放阶段和释放份额的假设,计算出事故后由堆芯释放到安全壳内的放射性源项.对于放射性物质在安全壳内的分布,不考虑喷淋和泄漏的影响,计算并分析了严重事故后安全壳内的γ和β辐射环境条件,并与APl000的设备鉴定源项进行了对比分析.本文的计算对于设备和仪表在严重事故后的可用性分析以及其所需耐受的辐射条件具有重要的参考意义.     

严重事故下气溶胶行为计算模型研究进展

<正>"十三五"期间,中国原子能科学研究院开展的"严重事故机理及现象学研究"项目针对严重事故下气溶胶的沉积行为开发了气溶胶行为分析程序CABSA,对核电厂严重事故下的放射性物质主要载体气溶胶在反应堆安全壳内的沉积行为进行了研究。"十四五"期间,中国原子能科学研究院联合国内多家单位开展了大型压水堆及高温气冷堆核电站国家科技重大专项"严重事     

核电厂设计上实现实际消除论证方法研究

《核动力厂设计安全规定》（HAF102—2016）提出必须实际消除可能导致早期放射性释放或大量放射性释放的事件序列,但国内尚缺少实际消除明确的验收准则及论证方法,本文对实际消除安全要求进行研究,提出实际消除相关技术见解、验收准则及核电厂设计上实现实际消除的论证流程和方法,并开展华龙一号设计上实现实际消除的分析论证。分析结果表明华龙一号通过纵深防御可有效地预防和缓解设计基准事故,充分地考虑了严重事故预防与缓解措施,即使发生设计中考虑的严重事故也可保证安全壳的有效包容,设计上实现了实际消除。     

M310改进型核电厂放射性流出物排放监测

核电厂放射性气态流出物是通过核电厂烟囱向环境排放,放射性废水通过核电厂废水排放渠向受纳水体(如大海、河流、湖泊)排放,此外还可能通过车辆或人员从核电厂带出少量污染物。为对上述排向环境的废物进行严格管理和控制,设计了核电厂放射性流出物监测设备。M310改进型核电厂对放射性物质向环境的释放管理和控制是严格的,安全的。     

事故工况下核电厂安全壳内放射性气溶胶电荷分布研究

核电厂发生严重事故后,在安全壳内形成大量的放射性裂变产物气溶胶。由于核电厂气溶胶放射性这一特殊性,放射性核素的衰变过程及衰变粒子与周围介质的相互作用过程会使得气溶胶粒子带电。同种电荷及不同电荷之间的相互作用,可能会影响气溶胶粒子的输运过程。然而,目前的核电厂源项评估过程中忽略了电荷对气溶胶输运过程的影响。考虑到放射性气溶胶所带电荷量及电荷分布是后续实验研究电荷对气溶胶输运影响的基础,本文研究了放射性气溶胶的放电机理,编写电荷分布及电荷量求解程序,并对计算过程进行了实验验证,最终得到了典型核电厂严重事故工况下安全壳内气溶胶所带的电荷量及电荷分布。结果表明：在核电厂事故条件下安全壳内的气溶胶整体带负电荷;对于典型粒径的气溶胶(0.1,5)μm,对应的电荷区间为(0,-25);电荷量随粒径的增大而增加;气溶胶粒子电荷呈正态分布。     

船用堆事故下喷淋系统对放射性核素去除能力计算分析

船用堆严重事故情况下气载放射性物质的释放对操作人员危害较大,本文选取典型失水事故,基于严重事故一体化计算程序MELCOR,对喷淋系统放射性核素的工程去除能力进行评估,通过改变喷淋参数,研究喷淋条件对减少气载放射性物质的影响。结果表明:在相同的喷淋条件下,改变喷淋系统投入阈值,会使放射性核素的释放总量发生变化;喷淋系统的投入能减少卤素、碱金属气载量,但对惰性气体去除能力有限;随着喷淋液滴粒径的减小,喷淋对气载放射性物质的去除作用加强;喷淋剂pH的改变对气载放射性物质在喷淋中的去除效果无显著影响。     

三代核电厂过滤排放系统功能定位分析

安全壳是包容核电厂放射性产物的最后一道屏障。二代改进型核电厂为应对安全壳超压威胁,保证安全壳的完整性,设置了安全壳过滤排放系统,有效降低了安全壳晚期超压风险。HAF102—2016《核动力厂设计安全规定》中增加了关于设计扩展工况的设计要求,核电厂纵深防御层次出现了新的变化。在纵深防御第四层次提出实际消除目标,要求可能导致早期放射性释放或者大量放射性释放的事件序列被实际消除。基于新的设计要求,三代核电厂为应对设计扩展工况,设置了严重事故专用的预防和缓解措施,降低了安全壳超压风险,因此安全壳过滤排放系统的功能及定位需要重新分析和明确。通过分析三代核电厂安全系统的设计及超压风险,从实际消除目标及大量放射性释放安全目标论证的角度,分析得出三代核电厂安全壳过滤排放系统的功能定位。三代核电厂中,安全过滤排放系统主要用于应对剩余风险,不将其作为专设的设计扩展工况缓解措施。     

华龙一号旁通释放类事故源项的不确定性分析与应用

核电厂严重事故放射性源项分析是核安全领域关注的焦点问题,而源项分析具有很大的不确定性。本文基于最佳估算加不确定性（BEPU）分析方法,采用严重事故一体化分析程序建立华龙一号严重事故分析模型,首次从整个事故进程角度出发,开发出适用于华龙一号严重事故源项不确定性分析的流程,并采用该方法对安全壳旁通释放类进行源项不确定性分析。本文研究内容丰富了华龙一号严重事故源项分析的工作,也为华龙一号三级概率安全分析（PSA）技术的发展奠定了基础。      

漳州核电厂严重事故场外后果评价准则探讨

为了对“在技术上实现减轻放射性后果的场外防护行动是有限的甚至是可以取消的”这一基本目标进行量化评价,本文从简化事故后场外应急的角度,提出了严重事故后“3 km外不需要撤离、5 km外不需要隐蔽及服碘”的设计目标。结合漳州核电厂的厂址条件,推导出了一套用于漳州核电厂的严重事故后放射性后果评价准则。通过对“华龙一号”典型严重事故过程及放射性释放过程进行分析,结果表明,漳州核电厂“华龙一号”堆型满足本文提出的放射性后果评价准则,能够实现在严重事故后“3 km外不需要撤离、5 km外不需要隐蔽及服碘”的目标。     

不同流型下气溶胶水洗效果影响因素实验研究

在核电厂严重事故下，安全壳内混合气体通过喷射器注入到乏燃料水池中以降低安全壳超压失效的风险，同时减少放射性向环境的释放。本文建立了气溶胶水洗去除实验装置，研究水池对气溶胶的去除机制。开展了不同流型下通过喷射器的混合气体质量流率对气溶胶水洗净化系数(DF)的影响以及蒸汽冷凝对气溶胶去除效果的影响。结果表明：在注入流型为射流的情况下，由于射流注入区液滴拦截和惯性碰撞去除机制的增强，导致DF随着质量流率的增大而增大；在注入流型为气泡流的情况下，上升区气溶胶去除占主要作用，随着质量流率增大，气泡上升速度增快，导致气泡在水池内运动时间减少，DF降低。同时，在蒸汽存在的情况下，气溶胶去除效果明显增强，蒸汽冷凝是气溶胶去除的主要机制。