WWER机型一回路冷却剂裂变产物设计源项与现实源项的探究

一回路冷却剂源项是核电厂核与辐射安全的重要基础数据。本文采用RELWWER程序,并结合核电厂的实测数据,对WWER1000型机组一回路冷却剂裂变产物源项进行了分析及计算考虑一定的设计裕度,得到了一套设计源项和现实源项,可为该机型辐射防护和放射性废物管理的设计提供参考。     

线性子链法在排放源项计算中的应用

根据线性子链法原理和流出物排放源项计算模型的特点,本文建立了全面自动搜索核素链的方法,覆盖了所有核素涉及到的核素链,推导出了排放源项模型的解析表达式,将复杂的衰变链分解为数条线性链,对每一条核素链分别进行解析计算得到每个核素的核素浓度。将这一方法用于核电厂排放源项的活度计算,并将本方法求解结果与PWR-GALE的ORIGEN求解模块的结果比较,以及将最终排放源项的计算结果与国内某核电厂排放源项比较,对比表明,大部分核素浓度计算结果与ORIGEN一致,短寿命核素浓度的计算中由于ORIGEN采用长期平衡近似以及衰变链简化处理后所得结果偏于保守;本方法计算排放源项所得结果与国内某核电厂排放源项结果非常符合。本方法应用了全面自动搜索的线性子链法,自动搜索添加衰变链,并使用解析法依次对每条衰变链的每个核素进行计算,使得计算结果更加全面,结果更准确。     

核电站LOCA释放源项的模拟计算

文章在对轻水堆核电站先进堆型AP1000失水事故(LOCA)的事故进程分析的基础上,明确了失水事故堆芯释放源项的核素类型,再基于《AP1000设计手册》中提供的基础设计数据,利用ORIGEN2编程对关注的核素进行计算,求取各核素在0～8 h内放射性活度随时间的变化。并将计算结果与设计值进行对比分析,从结果来看,大部分核素的计算值与设计值数量级基本吻合,部分核素的计算值与设计值之间存在1～2个数量级的差异,这是因为在源项选择中忽略了部分核素,此外,选取的堆芯放射性核素的积存量为保守的基准设计值。核电站应当加强对碱金属、惰性气体和碘的关注。在事故前期,碱金属138Cs约占总放射性的85.6%;事故后期,则是惰性气体133Xe占比最大,约为53.1%。     

基于安全壳近程探测数据的事故源项反演方法

在发生核电厂严重事故时,为更加快速准确地估算释放至环境的气载放射性核素泄漏速率,提出了一种新的源项反演方法。该方法基于在安全壳附近主动布设的移动探测点所获取的γ能谱数据反演源项,研究了合适探测距离的选择、移动探测点的有效布设及准确反演单个核素泄漏速率的方法。根据研究结果,选择气载放射性核素中泄漏量及特征γ射线能量均相对高的⁸⁸Kr作为特征核素进行能谱分析;确定合适的探测距离范围为距离安全壳100 m以内;建立γ能谱数据与特征核素泄漏速率的关系,在数值上准确反演放射性核素的泄漏速率。     

压水堆释放源项快速估算程序开发

事故时向环境释放的源项是确定核电厂(NPP)应急响应水平和防护行动决策的重要依据。基于电厂工况估算源项是核电厂严重事故应急响应期间重要的应急评价内容之一。在国际原子能机构(IAEA)和美国核管会(NRC)的有关技术文档基础上,本文介绍了基于压水反应堆(PWR)工况进行事故释放源项估算的步骤和基础数据,并归纳了7种实用的事故释放源项估算方法。基于这些方法,开发了PWR事故时环境释放源项快速估算程序。该程序为不同估算方法提供4种释放途径:安全壳泄漏、安全壳旁通、蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)和直接环境释放,除直接环境释放途径外,其他释放途径都估算了核素释放过程中的衰变、滞留、喷淋和过滤等减弱过程。对比发现,软件计算结果与美国核管会的RASCAL软件释放源项计算结果接近。     

M310核电机组一回路主要沉积源项调查分析

源项控制是核电站降低集体剂量的重要手段,沉积源项调查可以为源项控制提供数据支持,有利于源项控制顺利开展。文章围绕福清核电站沉积源项调查成果,对源项调查的意义、方法、结果分析进行了介绍,并结合调查结果讨论了减少沉积源项的方法,给出福清核电站今后沉积源项调查的规划建议。     

核电厂反应堆构件的退役活化源项计算

介绍一种核电厂反应堆构件退役活化源项的计算方法和计算结果及其初步验证。在对ORIGEN2程序的一群核反应截面进行修改后,采用蒙特卡罗程序(MCNP)和ORIGEN2程序相结合方法计算反应堆构件的退役活化源项。计算结果表明:退役反应堆构件的活化源项包括6~7种主要核素,随着构件材料成分和与堆芯距离的不同,主要活化源项的核素种类和数量发生显著变化;计算辐照监督管活化样品比活度并与测量数据进行对比,结果显示修正截面后的计算值与测量值符合得很好(相对偏差在20%以内),而未修正截面的计算值与测量值符合得较差,从而验证了本文所述方法的适用性。     

华龙一号活化腐蚀产物沉积源项评估

根据国内外核电厂主管道上沉积源项的运行经验数据,分析了两种主要核素Co-58和Co-60的沉积活度随电厂运行时间的变化趋势。在此基础上,采用一回路活化腐蚀产物源项计算软件预估了华龙一号的活化腐蚀产物沉积源项。在参考国内广泛运行的M310机型设计源项确定方法的基础上,分析给出了华龙一号活化腐蚀产物沉积源项的设计源项和现实源项,并与国内二代核电机组和国际三代核电机组进行对比,结果显示三者均处于同一量级水平,华龙一号与国际三代核电机组相差不大,且优于国内二代核电机组。分析结果显示本文预估的沉积源项具有一定的可靠性,华龙一号核电机组在活化腐蚀产物源项控制方面具有一定的先进性。     

某硬岩型铀矿退役治理源项调查

源项调查是核设施退役治理前期的重要工作。通过具体实例分析,探讨了某硬岩型铀矿退役治理源项调查的监测内容和方法、方案设计、调查实施和数据处理等内容。可为铀矿冶及伴生矿退役治理项目的前期工作开展提供参考。     

某单位放射性同位素容器清理池退役源项调查

介绍了某单位放射性同位素容器清理池退役前源项调查实践。源项调查过程充分考虑了清理池历史资料缺失、污染类型复杂多样以及可能存在226Ra源等问题,成功完成了清理池的源项调查。同时总结了本次源项调查中碰到的几个问题的处理经验。     

调硼稀释对AP1000型压水堆一回路裂变产物源项影响研究

为了研究调硼稀释对压水反应堆一回路裂变产物源项的影响,利用一回路源项程序计算了平衡循环正常调硼,前段不调硼,整个过程不调硼三种条件下一回路裂变产物源项。结果表明,调硼稀释对平衡循环前期一回路源项影响不大,而对平衡循环后期一回路源项有较大影响,且不同类型核素受调硼稀释的作用大小也不同。最后为了判断调硼稀释对一回路各核素去除的相对作用,利用了图像法和比值法,结果表明两种方法均能较好表征调硼稀释对各核素的相对作用大小。     

压水堆核电厂生产准备期间辐射源项控制实践

集体剂量是核电厂辐射安全的重要指标。影响集体剂量的因素很多,但最根本的是机组辐射源项水平的高低。辐射源项与反应堆堆型、环路数量、运行周期、机组运行时间、一回路设备材质、化学控制工艺、净化单元能力、燃料状态等诸多因素相关。由于经验不足以及重视程度不够,多数机组在设计阶段、建造安装阶段、调试阶段往往容易忽略很多可以改善源项的因素。国内某电厂在生产准备阶段从净化能力提升、专项冲洗、清洁去污、专项试验跟踪、屏蔽改进、综合提升等6个方面开展了相关工作以尽量降低机组源项水平,使得机组功率运行后的辐射水平明显降低,这些工作也为核电厂生产准备阶段的源项控制工作积累了大量宝贵的数据和经验。     

AP1000核电站~(106)Ru正常运行源项研究

AP1000核电站一回路中~(106)Ru的现实源项远远高于其设计源项,其一回路活度浓度与131I相当,既从理论计算分析不可信,又与电厂实际测量数据不符。一回路~(106)Ru活度浓度过高,使得电厂液态流出物中106Ru及其子体~(106)Rh占到除氚和碳-14外放射性年排放量预期值的一半以上,严重背离电厂运行经验,而且对AP1000电厂流出物监测、环境监测和环境影响评价造成了误导。本文分析了ANSI/ANS-18.1中现实源项计算方法存在的问题,研究提出了从一回路主要核素活度浓度出发计算~(106)Ru现实源项的方法,其计算结果与M310/CPR1000、VVER-1000等国内压水堆电厂的现实源项基本一致,能客观反映压水堆电厂~(106)Ru源项,可供国内AP1000核电厂源项计算时参考。     

某放射性废水蒸发池退役源项调查

近年来，我国即将有一批研究实验堆、核燃料循环设施和放射性实验设施进入退役阶段，而退役过程中一个重要的工作是源项调查，其主要目标是确定各类场所表面、物体等是否受到污染、污染类型及分布情况。源项调查结果将直接影响退役方案的制订和实施。本工作针对某放射性废水蒸发池退役进行的源项调查。     

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。     

核与辐射恐怖袭击事件源项估算

核与辐射恐怖袭击事件一旦发生,如果对释放到环境中放射性核素的种类和数量等信息不清楚,将很难对其所造成的后果做出较为合理的评价,对应急决策指挥和防护行动的实施造成一定困难.叙述了核与辐射恐怖袭击事件后果的严重性,指出核与辐射恐怖袭击的放射性危害以长寿命α气溶胶为主,化学危害以极毒的放射性核素为主.建立了一种源项分析方法,利用该方法对一模拟的放射性分散装置模型爆炸后的源项进行了估算,给出了释放核素的类型和释放量.     

基于偏离效应核素筛选方法的水冷聚变堆源项计算

活化腐蚀产物是水冷聚变堆正常运行过程中主要的放射性源项，一般采用解析方法求解，但解析方法无法在满足精度要求的同时提高计算效率。本文提出一种基于定量化偏离效应分析的核素筛选方法，以放射性活度和剂量率2个参数定义偏离效应指标，通过分析偏离效应指标，筛选出满足接收准则的核素，以确定计算所需要的目标核素，这种分析方法既能满足精度需求，又能提高计算效率。将该核素筛选方法应用于国际热核聚变实验堆（ITER） 限制器-外包层水冷回路 （LIM-OBB）的活化腐蚀产物源项分析，并与此问题下的高精度基准解进行对比。结果表明，57Co、58Co、55Fe、51Cr等主要活化腐蚀产物核素的比活度计算结果相对于基准解的偏差均控制在1.5%以内；应用核素筛选方法后的计算效率相对于基准解的计算效率提高了279倍。      

CPR1000核电机组二回路系统稳态运行期间的放射性源项计算

本文在CPR1000核电机组二回路系统放射性物质产生、转移、去除等机理的基础上确定了二回路系统放射性源项的计算模型。计算结果表明,与根据法国的假定和相关设计参数取值得到的结果相比,本文所得源项计算结果要比法国提供的同类机组的源项结果更为保守;而按单台0.5kg/h稳定泄漏率假定得到的计算结果则远小于法国提供的同类机组的源项计算结果。     

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。     

压水堆一回路反冲质子反应源项GEANT4模拟

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。