极端事故假设下西安脉冲堆源项计算

使用ORIGEN2软件计算了西安脉冲堆2 MW满功率连续运行和3种断续运行至燃耗末期的堆芯放射性积存量;选取计算结果中最大积存量4.13×1016Bq,辅以燃料元件包壳全部破损的极端事故假设和保守地释放模型计算放射性物质环境释放量。结果表明,在1 min内的放射性裂变产物释放高达41.0%,有效释放时间大概持续5 min,最大环境释放量为4.54×1012Bq。     

CARR事故放射性源项分析

采用ORIGEN2程序对CARR核功率为60 MW、运行50 d计算得到堆芯放射性核素的贮量,建立事故情况下放射性核素从燃料芯块向环境释放的数学模型,并根据CARR初步事故分析的结果,对CARR可能导致在发生事故时向外界释放放射性的5种事故工况:小破口失水事故、换热器传热板     

退役源项刍议

本文论述了退役源项在核设施退役中的重要性,定义了什么是退役源项.本文主要从退役源项计算的内容和时间两方面对退役源项的计算进行分析,没有涉及具体的计算方法.由于退役方式的不同将导致退役源项的特征有很大的差异,因此本文就退役方式对退役源项的影响做了详细的分析.     

船用堆预计运行事件下放射性源项计算研究

按照预计运行事件的基本假设,根据船用堆的运行特点,采用NSRC程序对预计运行事件下一、二回路水及二次侧蒸汽平衡活度、舱室活度进行了计算,部分结果与安全分析报告计算结果进行了比对。结果表明：本软件模型正确,比对结果符合较好,可用于船用堆设计基准事故的放射性后果分析计算,为船用核动力装置安全运行提供依据。     

六角形组件源项计算方法研究

为了满足水-水高能反应堆（VVER）或快堆屏蔽计算需求,编写了离散坐标（SN）和蒙特卡罗（MC）六角形组件源项计算程序,并且在VVER堆型上进行了验证。数值结果表明,对于吊篮内表面到压力容器外表面径向的三群中子和光子注量率分布,SN和MC计算得到的大部分中子和光子计算偏差小于30%,证明理论模型和程序是正确的,可以用于VVER或快堆的屏蔽计 ?      

压水堆LOCA放射性源项计算模型及应用研究

根据压水堆冷却剂丧失事故（LOCA）后核素从堆芯迁移、释放至安全壳及环境过程中的产生和消减机理,建立了完整的LOCA放射性源项计算模型,并对模型计算结果进行对比分析,最终将模型应用于第3代压水堆LOCA源项计算分析中。结果表明：本文模型与TACTⅢ程序计算结果的相对偏差在±0.05%以内,与TITAN5程序的碘计算结果的相对偏差在±0.5%以内,本文模型计算准确。对于压水堆各种核电机型,安全壳内核素的去除机制及去除速率不同,导致释放到环境中的I和Cs核素活度变化曲线也不同,¹³¹I、¹³⁴Cs、¹³⁶Cs、¹³⁷Cs在事故后30 d内释放到环境中的累积活度逐渐增大。建立的模型基于完整的核素衰变链,考虑了母核衰变对子核源项的贡献及喷淋或自然去除等作用对元素碘的有效去除过程,通用性强。     

源项调查技术在某核电站源项异常分析中的应用实践

源项调查技术已经在国内外核电站广泛应用,源项调查所获得的核素种类、表面活度、核素剂量率贡献占比等信息是重要的源项基础数据。这些数据为源项控制策略制定、源项异常分析、辐射屏蔽设计、机组源项信息建档等工作提供了重要支撑。文章介绍了某CPR1000机组使用碲锌镉γ谱测量系统开展源项调查的情况,以及通过源项调查结果辅助确定机组源项异常原因的实践经验。     

秦山核电二期工程事故源项分析

针对核电厂可能发生的设计基准事故,分析了事故发生后放射性物质的产生、迁移和释放途径,从而得出放射性物质向环境中的释放量,用于剂量后果计算.文中介绍了秦山核电二期工程事故源项分析的范围、假设、方法以及所采用的程序,并对事故源项分析的结果进行了讨论.     

乏燃料事故源项估算方法研究

福岛事故之后乏燃料的安全问题受到广泛关注。本文介绍一自主开发的应急辅助决策软件STEM中的乏燃料事故源项估算模块。利用美国核管理委员会(NRC)开发的核电事故后果分析软件RASCAL 4.2与STEM分别对假定事故情景进行计算,结果验证了STEM的正确性。STEM乏燃料事故源项估算模块可为核电厂的乏燃料事故后果评价提供参考。     

压水堆主回路裂变产物源项计算程序开发

为了开发拥有自主知识产权的核电厂主回路源项计算程序,对裂变产物的生成、释放和迁移等各个过程进行深入研究,建立和完善各个过程的计算模型,形成了一套完整的压水堆主回路裂变产物源项计算方法,在此基础上开发了主回路裂变产物源项计算程序,并进行了初步验证。     

压水堆核电站常规运行工况下气载放射性物质释放源项的计算

本文介绍一个自行编制的用于计算压水堆核电站在常规运行工况下气载放射性物质向环境释放量的计算机程序ＭＧＡＬＥＳ。采用ＯＲＩＧＥＮ２程序，根据燃料元件的成份和燃耗情况计算堆芯的放射性核素谱；用放射性物质经堆芯向一回路迁移的逃脱率系数计算一回路冷却剂中的放射性核素浓度；再考虑核电站实际运行过程中一、二回路冷却剂的泄漏以及通风、除气等过程，计算其正常运行工况下气载放射性物质向环境的释放量。     

中低放废物近地表处置库源项释放模式及模拟计算结果

为了计算中低放废物近地表处置库源项释放速率，本文以某核电站处置场的概念设计为例，建立了一个简单而比较完整的源项释放模式。它包括水入渗模式、处置库混凝土顶盖的破损模式，金属桶腐蚀模式、核素从水泥固化体中的浸出释放模式及浸出核素在回填材料的中的迁移模式。     

肿瘤介入治疗源的剂量计算模式

本文介绍了单个常用介入治疗源剂量计算模式。以 6 711型 12 5I种籽源为例 ,计算了组织中单个种籽源的剂量分布。结果表明 ,距离种籽源中心超过 5 cm后 ,剂量率已小于 1cm处的 1% ;若离该种籽源中心距离小于 3cm,则与种籽源长轴成 6 0°至 80°方向上的剂量率最大。     

90Sr-90Y源辐射剂量场的测量及计算

采用LiF薄膜和CaF2;Mn剂量片,对以^90Sr-^90Y作为辐射源的半导体辐照效应模拟装置中的剂量进行了实验测量,并用经验公式计算了相应的辐射剂量场分布。实验测量和理论计算数据之间的偏差分析结果表明,用ＬiF薄膜测量^90Sr-^90Y源辐射剂量场可以获得较为满意的结果。     

有源扩散方程的一种解和“双滤纸法”测氢的换算公式

文章从流速场中级联衰变下气载核素的扩散规律出发,提出了强吸附性壁圆管内氡子体扩散方程的完整定解问题,求出了等速分布廓线时的方程的精密解,弥补了C.W.Tan这部分工作的不足。引进了新的物理量m(μ),导出了等速分布条件下m(μ)与F(μ)的互换关系式。从测量氡子体的α计数出发,通过放射性平衡比m(μ)给出了“双滤膜法”测氡的换算公式。由J·W·Thomas的精密实验数据,取镭-A扩散系数D=0.07cm~2·s~(-1)时,理论与实验十分吻合。     

关于面源下风向的浓度计算

在平地上由处于坐标原点高度h(z轴)处之点源释放的污染物在下风向(x轴)(x,y,z)点的浓度Fc,一般可以用高斯烟羽公式表示:     

考虑系统间共用部件相关性的事故序列计算

事故序列计算是核电站概率风险评价中的一个重要环节。文章讨论了考虑系统间共用部件相关性的事故序列计算,给出了一种比较全面地考虑了系统间相关性的新算法,可以使事故序列堆芯熔化概率的计算结果更加合理和正确。     

避迁面积与剂量干预水平和源项之间定量关系的研究

避迁措施是核事故后保障公众健康安全的重要应急措施之一。本文以概率风险评价的方法,以核事故后果评价程序系统COSYMA为计算工具对避迁措施与相关的影响因素进行了广泛深入的参数研究,给出了避迁面积、剂量干预水平与源项之间的定量关系式。为了估计计算中的假设条件对研究结果的普遍适用性的影响,对重要的源项参数和天气序列取样作了灵敏性分析。所获得的结果可为制定避迁措施的合理实施方案提供理论依据。     

用Monte Carlo方法计算面源出射重离子在圆柱形微观体中的弦长分布

利用Ｍｏｎｔｅ Ｃａｒｌｏ方法,计算了在不同的几何条件下平面放射源出射的重离子在圆柱体中的弦长的概率密度。计算结果表明,弦长分布函数及平均弦长具体的几何条件是有关的,当面源的半径增大或放射源到灵敏体的距离增大时,平均弦长的值减小。     

核数据理论计算程序处理系统的研制

研制了核数据理论计算程序处理系统，其中包括光学模型自动调参程序系统及ＵＮＦ程序输入数据的自动填充和输出结果的自动绘图程序系统。系统安装在中国核数据中心的ＭＩＣＲＯ－ＶＡＸ－Ⅱ上。简要地描述了系统的主要功能并给出使用实例。