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~(16)N是压水堆一回路冷却剂中的主要活化产物,也是一回路中的主要辐射源。本文在传统~(16)N源项计算模型的基础上,根据堆芯内冷却剂的流向,考虑堆芯区域以及下降段区域的中子通量差异,将堆芯划分为活化区域以及反射区域,并建立了相应的计算模型,以典型三代压水堆核电站为例进行了计算与验证,计算结果与技术文件吻合良好,偏差在10%以内,验证了模型的正确性。最后分析了一回路典型部位的~(16)N平衡放射性活度浓度,发现在反应堆堆芯出口处最高,随着冷却剂流向逐步减少。研究结果表明,优化的计算模型可更准确计算压水堆核电站冷却剂的~(16)N源项,为分析反应堆一回路的辐射源项提供参考依据。 相似文献
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AP1000技术规格书中一回路剂量等效131I比活度运行限值是基于事故分析假设确定的,同时影响到放射性流出物的排放。根据AP1000原技术规格书中一回路剂量等效131I比活度运行限值计算出的SGTR事故厂外剂量和气态放射性流出物的排放都不满足GB6249—2011的要求。针对该问题,从碘尖峰释放机理、碘尖峰现实倍率、运行限值和条件以及放射性废物处理系统处理能力等方面进行了研究。计算结果表明,可将一回路剂量等效131I比活度的碘尖峰运行限值优化到1.11×106 Bq/g以满足GB 6249—2011的要求,同时不会对核电厂运行造成制约。 相似文献
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核电厂正常运行时,气态流出物中惰性气体的排放活度浓度通常低于取样监测方法的探测限。目前我国核电厂根据探测限的1/2统计的排放量可能会高于实际排放量,甚至高于国外同类电厂的排放量,进而影响我国核电厂流出物排放评价的科学性。对于核电厂惰性气体的实际排放活度浓度水平,目前少有报道。本文根据一回路源项,采用机理模型估算核电厂惰性气体的排放浓度水平,并通过与在线监测和实验室取样监测方法探测限的比较,评价核电厂对气态流出物中惰性气体的定量监测能力,最后对流出物监测和气态流出物排放量的统计提出建议。 相似文献
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《核安全》2017,(2)
在反应堆功率运行期间,一回路冷却剂水中的~(16)O受高能中子照射,活化生成~(16)N。~(16)N衰变会释放出高能γ射线,是反应堆内冷却剂系统放射性的主要来源。对一回路冷却剂中~(16)N源项进行计算可为反应堆屏蔽设计提供依据。~(16)N活度浓度及其在一回路中的分布是安全审评中的关键参数。为了精确计算~(16)N源项,本文首先使用JSNT程序计算了堆芯及其相邻区域的高能快中子注量率分布,然后考虑冷却剂在反应堆压力容器内的流动和照射情况,以及其在一回路中的流动和衰变情况,编制了~(16)N源项计算程序,在计算过程中考虑了快中子注量率的三维分布。以某三代压水堆核电厂为例计算了~(16)N源项在一回路中的分布。计算结果表明,使用三维中子注量率分布可以得到更精细的~(16)N源项分布;上下腔室内中子注量率对一回路中~(16)N源项分布影响很小,可以不予考虑。 相似文献
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在核反应堆一回路系统中,裂变中子产生的反冲质子通过电离、多次散射以及韧致辐射后,与冷却剂中的~(16)O、~(18)O和~(11)B反应生成具有β~+放射性的~(13)N、~(18)F和~(11)C等核素,采用符合测量方法可以探测这些核素从而推断一回路水的泄漏情况。采用GEANT4程序对秦山二期压水堆全堆芯进行建模及源抽样描述,编制C++工具自动生成GEANT4计算所需的中子源分布,实现了G4-NONU功能以及GEANT4程序中中子固定源的输运计算。充分考虑反冲质子电离、多次散射以及韧致辐射等因素,计算了压水堆一回路水中由质子反应产生的~(13)N、~(18)F以及~(11)C等核素的产生率、浓度以及活度,拓展了反应堆源项计算工具。 相似文献
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压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项计算研究 总被引:1,自引:1,他引:0
压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项为环境影响评价的源头。通过对压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物的释放途径及其计算基准的研究,得出了各类型压水堆核电站通用的运行状态下气液态放射性流出物源项计算模型,并分析讨论了主要的影响因素。根据建立的计算模型,采用CPR1000机型的设计参数,计算了CPR1000机型气液态放射性流出物源项预期值,并与大亚湾和岭澳核电站实测值进行了比较。比较结果表明,模型计算结果可包络实测值,计算模型具有一定的保守性。 相似文献
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压水堆主回路冷却剂流经堆芯时,水中固有及特加核素受中子辐照后会产生氚,氚几乎全部以气体和液体的形式排入环境,造成氚污染。因此,氚是压水堆辐射环境影响评价的主要关注内容之一。本文以AP1000为例,根据压水堆主回路冷却剂中氚的产生途径及其随时间的变化情况建立详细的计算模型,计算压水堆主回路冷却剂中的氚活度并分析各产氚途径对氚产生量的贡献。计算结果表明:主回路冷却剂中的氚主要来源于可溶性硼的中子活化和铀裂变,对氚产生量的贡献达80%以上;在7Li纯度为99.9%时,AP1000主回路中的年产氚量为5.23×1013 Bq,锂产氚量占总量的14.01%,随7Li纯度的增加,锂产氚量的贡献呈线性减小,在7Li纯度为99.99%时,锂产氚量占总量的3.18%。其他途径对氚的产生量贡献很小,可忽略。根据以上结果,可通过控制主回路冷却剂中添加的初始硼浓度、提高燃料包壳质量、增加LiOH中7Li的纯度等多种途径来降低主冷却剂中氚的产生量,从而减少氚对环境的放射性污染。 相似文献
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D.A. Petti B.J. Merrill R.L. Moore G.R. Longhurst L. El-Guebaly E. Mogahed D. Henderson P. Wilson A. Abdou 《Fusion Engineering and Design》2006,80(1-4):111-137
ARIES-AT is a 1000 MWe conceptual fusion power plant design with a very low projected cost of electricity. The design contains many innovative features to improve both the physics and engineering performance of the system. From the safety and environmental perspective, there is greater depth to the overall analysis than in past ARIES studies. For ARIES-AT, the overall spectrum of off-normal events to be examined has been broadened. They include conventional loss of coolant and loss of flow events, an ex-vessel loss of coolant, and in-vessel off-normal events that mobilize in-vessel inventories (e.g., tritium and tokamak dust) and bypass primary confinement such as a loss of vacuum and an in-vessel loss of coolant with bypass. This broader examination of accidents improves the robustness of the design from the safety perspective and gives additional confidence that the facility can meet the no-evacuation requirement under average weather conditions. We also provide a systematic assessment of the design to address key safety functions such as confinement, decay heat removal, and chemical energy control. In the area of waste management, both the volume of the component and its hazard are used to classify the waste. In comparison to previous ARIES designs, the overall waste volume is less because of the compact design. 相似文献
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本文通过对西屋标准电厂技术规格书中一回路冷却剂放射性比活度限值的研究,揭示了限值制定的背景及含义,有助于对技术规格书中相关规定的深入理解和后续的执行。通过AP1000电厂与西屋标准技术规格书的比较可知,AP1000电厂技术规格书用剂量等效133Xe比活度限值替代了西屋标准技术规格书中的总放射性比活度限值,剂量等效131I比活度和133Xe比活度限值均基于设计基准0.25%燃料包壳破损率计算得到,屏蔽设计、三废处理系统设计和事故后果分析等所采用的源项是一致的。最后,结合国内标准要求给出了可以对技术规格书中碘尖峰时比活度限值进行调整以及剂量等效131I和133Xe比活度限值可以根据0.25%燃料破损率计算数据进行调整的建议。 相似文献
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The conceptual design of a display for monitoring reactor coolant mass in the primary coolant loop of a pressurized water reactor is discussed. A means-end relational network serves as the framework for decomposing the abstract-the conservation law of mass-into system and process variables. A computer-driven display synthesizes, in real time, mass sources, mass inventory, and mass sinks based on measured plant variables. The purpose of the display is to aid human users in the cognitive tasks of monitoring operations, diagnosing system faults, and responding to component and system failures that affect mass 相似文献
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研究核电厂中氚在堆芯和主冷却剂中的产生方式,以及进入环境的途径、形态和排放量,是核电厂辐射环境影响评价非常重要的内容之一。本文通过分析压水堆核电厂中的主冷却剂系统、辅助系统、三废系统和厂房通风系统的运行模式,结合国际上的运行经验参数,研究主冷却剂中的氚排放进入环境大气的途径和形态。研究结果表明:理论计算分析结果与电厂运行经验数据相吻合,氚主要通过燃料棒中的三元裂变,可燃毒物棒中硼的活化以及主冷却剂中硼、锂和氘流经堆芯时的活化产生,主要以液态氚水形式排放,影响气液两相分配份额的主要因素取决于主冷却剂向反应堆厂房和辅助厂房的泄漏率。 相似文献