PWR堆芯不同状况下安全壳内辐射水平的计算

介绍一个用于计算压水堆在正常冷却剂释放、间隙释放和堆芯溶化时安全壳内辐射监测仪表读数值的计算机程序CCRLCC。利用国际原子能机构技术文件中给出的参数输入该程序计算得到的结果和该文件中所给数据进行了比较,从而验证了程序的正确性。应用CCRLCC可以计算在停堆24 h内任意时刻不同堆芯损伤状况下的安全壳辐射监测仪表读数。该程序可以应用于基于安全壳内辐射水平提高的应急行动水平的制定,为事故期间根据安全壳内辐射监测仪表读数确定堆芯损伤状况提供依据。     

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.     

非能动压水堆DVI管小破口始发严重事故源项模拟研究

采用MELCOR程序模拟非能动先进压水堆DVI管小破口始发严重事故下裂变产物释放行为。结果表明:当堆芯开始熔化后,Cs I从堆芯中释放到一回路系统,通过破口喷放到安全壳,惰性气体迅速释放到安全壳。安全壳失效前,安全壳内的Cs I和惰性气体份额最高分别约为70%、83%,环境中的Cs I和惰性气体份额为10-5数量级。安全壳失效后,安全壳内的Cs I和惰性气体份额分别降到了45%、0.38%,环境中的Cs I和惰性气体份额约为28%、90%。     

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。     

堆芯损伤评价中安全壳内放射性核素浓度的计算

安全壳内放射性核素浓度的计算是确定安全壳辐射剂量率的重要环节,而安全壳辐射剂量率是堆芯损伤评价的重要参数之一。本文利用ORIGEN2程序,采用简化分析法和间接计算法分别对事故后3种典型核素在安全壳内的浓度进行分析计算,并对两种方法的可用性进行了讨论。根据分析可知,间接计算法能够更好的模拟核素的释放、衰变以及相互转化过程,建议在事故早期堆芯损伤评价过程中使用。但是若考虑事故发生较长时间后的安全壳内核素浓度,短半衰期核素影响已经很小,简化分析法是可用的。     

大破口事故安全壳内气载源项的仿真分析及事故场景虚拟

分析小型实验堆大破口事故后,冷端安全注射时在无喷淋无应急排风、有喷淋无应急排风和有喷淋有应急排风3种处置措施下,气溶胶1311I、气载137Cs和133Xe浓度的变化情况.结果表明,喷淋措施对核素131I和137Cs起到了有效降低放射性浓度的作用,但对惰性气体133Xe几乎没有影响;在本文所研究的工况下,若安全系统功能丧失,一旦堆芯裸露导致堆芯熔化,极有可能出现放射性物质外逸.最后通过对事故的虚拟仿真,将整个安全壳内核素放射性浓度变化状况实时、直观地表现出来,实现了精确仿真数据和可视化界面的有机结合.     

应用CDAG方法进行EPR机组的严重事故堆芯损伤研究

介绍了堆芯损伤评价的指导方法,并将西屋公司的CDAG方法论应用于EPR机组进行严重事故堆芯损伤研究。CDAG堆芯损伤程度的评价主要由2个参数判断:安全壳辐射监测值(CRM)和堆芯出口热电偶读数(CET)。本文讨论了CRM与CET的堆芯损伤估算结果存在差异的原因,分析结果表明:①CDAG是一种适用于EPR机组严重事故下堆芯损伤评价的方法;②CDAG方法能反映实时的堆内裂变产物释放的份额,能够快速地为应急组织决策提供支持;③基于EPR设计的CRM和CET整定值的保守计算结果显示出一个较为合理的趋势和范围;④释放方式、燃耗、RCS裂变产物滞留等因素对堆芯损伤估算结果有较大的影响。     

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.     

核电厂严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价

提出一种严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价方法。通过预先计算通风后安全壳的释放份额和1%初始堆芯总量释入安全壳时的公众个人终身剂量,以及通过事故下安全壳的辐射监测仪表间接得到堆芯向安全壳的释放份额,能够快速评价厂外不同距离处公众的个人终身剂量,它可为严重事故的管理和厂外应急策略的实施提供强有力的支持。     

压水堆事故工况下放射性裂变产物向环境转移和释放的理论计算

本文建立了分析压水堆事故工况下惰性气体、元素碘、甲基碘和气溶胶粒子等气载裂变产物由安全壳向环境转移和释放的多仓室安全壳模型——FIPREA 模型。此模型考虑了单层、双层和半双层三种型式的安全壳中堆芯源项、自然沉积、过滤器捕集、喷淋液吸附及泄漏等因素对气载裂变产物浓度变化的影响。根据此模型编制了分析裂变产物去除及对环境释放情况的计算程序。本程序可用于核电站设计或安全评审时事故释放量的分析计算。