严重事故下裂变产物气溶胶自然沉积现象研究

以600 MW压水堆核电厂为研究对象,在一体化安全分析模型的基础上建立重力沉降、扩散电泳、惯性碰撞和热电泳4种裂变产物气溶胶的自然沉积模型,选取典型的严重事故序列,分析严重事故下裂变产物气溶胶的自然沉积现象。将MELCOR程序的重力沉降模型植入本文的一体化分析模型,对重力沉降份额进行比较。研究表明,重力沉降对气溶胶沉积的贡献最大;本文采用的重力沉降模型比MELCOR程序重力沉降模型的沉降效应稍强。     

秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故源项研究

利用MELCOR程序分析秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故进程中放射性裂变产物的行为，研究不同性质的裂变产物各自的释放、迁移和最终分布状况。同时计算了向环境释放的源项。这些数据可用于事故的厂外后果评价。     

轻水堆核电厂事故工况下安全壳内气溶胶去除因子计算方法比较研究

本文主要介绍目前核事故应急中源项估计广泛应用的分别针对喷淋和自然去除过程中气溶胶去除因子的3种计算方法,并比较各方法24h内的去除因子DF。通过比较研究发现,喷淋过程各种方法计算结果有较大差异,而自然过程中除RASCAL使用的方法外,其他两种计算结果总体趋势大致相同。借此研究,推荐了核事故应急中源项估计可采用的气溶胶去除计算方法,对相关研究工作具有较好的参考意义。     

严重事故条件下安全壳内气溶胶再夹带行为机理试验研究

基于气溶胶再悬浮和再夹带整体试验平台,针对非能动安全壳内的气溶胶再夹带行为开展了试验研究。通过测量颗粒物的质量浓度、数量浓度以及粒径分布,分析了在再夹带阶段试验容器内气溶胶的运动和分布。通过改变水池尺寸、水池表面张力、颗粒物材质和浓度来研究不同单位面积上水蒸气的蒸发速率、不同水池表面张力、不同颗粒物溶解度及浓度下的气溶胶再夹带率的变化。试验表明：水池沸腾情况下气溶胶再夹带率受水池表面张力和单位面积上水蒸气蒸发速率影响,颗粒物粒径分布与颗粒物材质有关。     

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。     

安全壳内气溶胶扩散泳行为的试验方法研究

核电厂严重事故情况下,气溶胶是放射性裂变产物释放的主要载体。为开展非能动冷却安全壳内气溶胶迁移机理试验,需探究可行的试验方法。在已有的气溶胶迁移机理试验平台上,参考同类型的GRACE扩散泳试验,设计并开展了试验研究,获得的结果与GRACE试验及理论计算的结果相符,验证了试验方法的可靠性。     

核电厂放射性气溶胶监测仪不确定度评定

论文介绍了新标准对核电厂中应用的放射性气溶胶监测仪不确定度的量化要求,简述了对放射性气溶胶监测仪测量放射性气溶胶活度浓度及其测量不确定度的计算方法。重点分析了放射性气溶胶监测仪总测量不确定度的引入因素。最后,根据统计涨落、放射源标定、相对固有误差、取样流量测量、信号处理和信号输出等主要影响量以及试验偏差引入的不确定度数据进行计算,给出了放射性气溶胶监测仪总的测量不确定度值。     

安全壳内放射性气溶胶输运特性模拟研究

为探明实际安全壳尺寸下严重事故中放射性气溶胶的输运特征,利用计算流体动力学和颗粒群平衡方程耦合,模拟了严重事故中放射性气溶胶在安全壳内的空间分布规律,并重点定量分析了不同聚并机制和沉积机制对于气溶胶输运过程的影响。结果表明,粒径小于0.1μm的气溶胶颗粒的相互作用主要受布朗聚并影响,粒径大于10μm的主要受湍流惯性聚并影响,粒径介于两者之间的受布朗聚并和湍流聚并（湍流惯性聚并和湍流剪切聚并）共同影响。对于沉积现象,粒径小于0.1μm的气溶胶主要受布朗扩散沉积影响,粒径大于0.1μm的主要受重力沉积影响。湍流聚并的平均聚并速度是布朗聚并速度的2.99倍,布朗扩散沉积的平均沉积速率是重力沉积的1.38倍。本研究为实际安全壳尺寸下放射性气溶胶去除技术的选取提供了解决思路。     

核电厂大破口失水事故始发严重事故的源项研究

本工作以900MW核电厂为研究对象,利用一体化安全分析程序研究大破口失水事故始发严重事故下惰性气体类、挥发类和非挥发类裂变产物释放、迁移特性及分布状况,在此基础上,计算释入环境的源项。结果表明,几乎所有的惰性气体类放射性核素均释入环境,挥发类放射性核素释入环境的份额为10-3数量级,非挥发类放射性核素释入环境的份额为10-6～10-8数量级。计算所得源项可应用于厂外后果评价。     

小破口引发的严重事故工况及事故缓解的研究

利用MAAP4程序对方家山核电站进行建模,针对事故后果较为严重的小破口事件进行了计算分析,得到了假设事故下电厂系统的反应以及相应的严重事故现象.对事故中发生的DCH(安全壳直接加热)现象和安全壳失效以及裂变产物向环境的释放进行了分析.随后,本文根据相关的严重事故管理导则和该事故的特点,对缓解该事故的策略进行了研究和计算...     

气溶胶模型对安全壳旁路释放类事故源项的影响

本文开发了针对蒸汽发生器(SG)二次侧复杂流道结构的气溶胶沉积模型,并移植在核电厂一体化严重事故分析程序中。并以600 MW压水堆核电厂为研究对象,基于原模型与新开发的SG二次侧气溶胶沉积模型,对蒸汽发生器传热管破裂事故(SGTR)源项进行了计算,并对新模型对安全壳旁路释放类的影响进行了分析。结果表明,采用新的二次侧气溶胶沉积模型后将会有更多的气溶胶沉积在SG二次侧,新开发的SG二次侧气溶胶沉积模型导致安全壳旁路释放类中对环境释放份额减少26.6%~71.1%。     

某地下建筑内天然放射性气溶胶粒度分布研究

天然放射性气溶胶粒度分布是评价氡暴露所致有效剂量的重要参数。本文采用撞击法对某地下建筑物室内天然放射性气溶胶的粒度分布进行试验研究,58个点位的4次测量表明：该建筑内天然放射性气溶胶粒度分布可采用单峰对数正态分布形式描述,活度中值空气动力学直径（AMAD）范围为0.087～0.427μm,平均值为0.194μm;AMAD主要分布在0.1～0.3μm之间,约占全部测量结果的85%。     

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。     

AP1000核电厂安全壳内气溶胶自然去除分析

AP1000等非能动压水堆核电厂依靠自然的原理清除事故后安全壳气空间内的放射性气溶胶,可靠性较高,但对其进行分析较为复杂。事故后安全壳内气溶胶的主要运动形式有凝聚、重力沉降、扩散泳及热泳等,本文研究确定了合适的机理模型、假设条件和主要参数等,完成了AP1000核电厂的分析。分析结果表明,AP1000核电厂LOCA后,主要气溶胶去除机制中扩散泳贡献最大,其次是热泳和重力沉降;安全壳内气溶胶自然去除系数约为0.4~0.9h~(-1),堆芯裸露5h后变化较小;基于RG1.183源项、包络大气弥散因子及本文给出的安全壳气溶胶自然去除系数,计算得到的LOCA后厂外及主控室人员所受剂量可满足10CFR50中规定的限值要求。     

非能动安全壳冷却对严重事故下气溶胶沉积影响分析

采用分区法模型计算了不同热工条件下的气溶胶沉积情况,分析了4种自然沉积机理对不同粒径气溶胶的沉积作用。研究表明,气溶胶扩散泳沉积受热工情况影响最为显著。针对AP系列压水堆非能动安全壳冷却的设计特性,可通过降低壁面温度来提高气溶胶的扩散泳沉积,增强安全壳内的气溶胶净化作用,从而提高严重事故下安全壳内的放射性去除效果。     

核电厂全厂断电事故下安全壳响应的计算分析

利用一体化安全分析程序研究核电厂全厂断电(SBO)事故工况下安全壳的响应。研究表明,SBO事故下安全壳会发生超压失效,如果及时恢复交流(AC)电源,安全壳内的压力和温度会迅速降低,安全壳不会发生超压失效。在压力容器失效前恢复AC电源,压力容器就有可能保持完整性。压力容器破损后,AC电源的恢复将使得安全壳内蒸汽浓度大幅减少,从而相应增加了氢气的浓度,导致氢气风险的增加。     

华龙一号失水事故后安全壳内气溶胶自然沉降现象研究

对于未采用喷淋系统的安全壳设计,安全壳内的自然沉降过程是放射性核素在安全壳内的一个重要去除机理.本文给出了重力沉降、扩散电泳、热电泳和布朗扩散四种自然沉降机理的沉降速率分析模型,对华龙一号冷管段双端剪切大破口失水事故后安全壳内气溶胶自然沉降现象开展了研究,分析了气溶胶粒径分布特性、气溶胶释放假设对自然沉降现象的影响.分...     

核武器事故放射性气溶胶扩散预测与后果评估

扼要阐述了核武器事故的大致类型,指出了放射性气溶胶释放的主要途径,应用楔形模式建立了气溶胶扩散的数学物理模型,计算了有关辐射特征量,并与HotSpot模型进行比对,针对典型的钚气溶胶估算了人员吸入造成的内照射生物学危害,论文的研究成果对于指导核武器事故放射性气溶胶的防护和去污有着重要意义。     

安全壳超压排放工况下乏池水洗效果增强措施研究

在CAP1400核电厂安全壳超压排放工况下,安全壳内的水蒸气和不凝性气体的混合气体将被排往乏燃料池,为安全壳卸压,同时乏燃料水池可对其中的放射性物质起到水洗去除的作用.为了增强该工况下乏池对放射性物质的水洗去除效果,减少安全壳超压排放造成的厂外剂量后果,本文针对CAP1400核电厂安全壳超压排放工况下的水洗过程,选取多...     

核电厂β放射性气溶胶监测系统设计

针对核电厂厂房辐射监测,构建了一种基于β灵敏塑料闪烁体的气溶胶监测系统。对探测器的性能进行了MC模拟和实验验证。结果表明:探测器具有探测效率高、测量量程范围宽的特点,适合于核电厂放射性气溶胶的监测。