小型动力堆码头中破口失水事故大气扩散研究

采用高斯分段烟羽模型估算了某小型动力堆在码头内发生破口尺寸为29.4%当量直径的设计基准事故时,放射性核素在码头20 km区域范围内的大气扩散规律。源项采用严重事故计算程序MELCOR仿真获得,并将计算结果输入到大气扩散分析软件MACCS进行分析计算。计算结果表明：中破口失水事故会造成码头区域的放射性污染,风速越小、气象条件越稳定,放射性的影响范围越大。     

核事故下放射性核素多介质耦合弥散模型

建立了高斯烟团模型与欧拉输运扩散模型的耦合模型,以实现放射性核素在大气以及水体中弥散的耦合。通过对大气和水体弥散模型进行对比,验证了各个模块的正确性。基于该模型,对中国铅基研究实验堆发生燃料组件熔化事故释放的~(131)I进行仿真分析,对该核素在大气以及水体中的浓度分布进行评估。模拟结果表明:事故发生2 h后大气污染主要分布在10 km内,水域污染主要分布在10~20 km处;在该模拟条件下,铅基堆发生燃料组件熔化事故后对大气和水体造成的影响均低于国家限值。     

基于风洞实验的丘陵下垫面气溶胶大气扩散特性研究

核电厂正常运行或发生核事故时,会向大气释放一定量的放射性气溶胶,研究气溶胶在复杂下垫面的大气扩散特性对实现气载流出物辐射影响的准确评价具有重要意义。高斯烟羽或烟团模型被广泛用于大气扩散评价中,模型中的扩散参数描述了气溶胶受湍流作用扩散的强弱,需要针对不同的地形如平坦、丘陵下垫面进行校正。本文针对典型下垫面开展了气溶胶大气扩散风洞实验,采用激光粒子图像扩散参数估计方法,针对释放源高度不同的多组工况,统计分析了竖直截面内高分辨率的气溶胶浓度,根据高斯分布估计了下风向烟羽的上下边界及垂直方向扩散参数。结果表明：烟羽经过山体会出现整体抬升现象,这将导致山体后近地表浓度有所下降;烟羽经过山体前后出现浓度中心线两侧浓度分布不均现象,远离山体烟羽轨迹回归类高斯分布;释放源高度小于山体1/2高度的烟羽经过山体后轨迹趋于一致。高斯模型在丘陵下垫面适用度有限。     

秦山核电厂实时剂量评价系统的设计,模式,参数与程序

本文介绍应用于秦山核电厂事故应急的实时剂量评价系统的设计、模式、参数与程序。该评价系统由实时数据采集系统、评价计算机系统和评价程序系统三部分组成。评价系统采用地形随动座标的质量守恒三维风场诊断模式来确定每小时的地面和低空风场；大气扩散计算采用变天气条件下的烟团模式，计算区域分近、中、远三区；烟团释放采用分阶段变长度方式，外照射剂量估算采用了半无限烟云与有限烟云两种模式，该评价系统可在输入数据后约１     

小型动力堆海上核事故后放射性核素在大气和海洋中扩散研究

为准确评估小型动力堆海上严重核事故后释放的气载核素造成的海洋放射性污染水平,以小型动力堆断电诱发的严重核事故为例,建立核素在大气和海洋中扩散的计算模型,计算事故后大气和海洋中137Cs的放射性污染水平,并分析了气载核素释放高度、大气稳定度对沉降核素海洋扩散的影响。结果表明,在一定的释放高度下,源下风轴线上表层海水中核素的时间积分浓度随下风向距离的增大呈先升高后下降的变化规律;在离源一定距离内,释放位置越高,表层海水中核素的时间积分浓度越小;在离源一定距离外,大气越不稳定,表层海水中核素的时间积分浓度越小。      

内陆代表性厂址事故扩散因子不同估算方法的比较

针对内陆核电选址中小风、静风频率较高的厂址,分别采用美国核管会(NRC)导则推荐方法和运用三维客观诊断风场与Lagrangian烟团模型模拟整年8 760小时逐时排放方法,计算了湖南桃花江厂址事故工况下的大气扩散因子,探讨复杂条件下大气扩散模型的适宜性。研究表明:在非居住区边界概率论方法计算的最大小时事故扩散因子较烟团模型计算方法保守;Lagrangian烟团模型计算的小时事故扩散因子在某些方位大于概率论方法结果,某些远距离子区的扩散因子大于近距离子区;对于释放时间相对较长的情形,导则方法估算结果仍偏小。由此可见,导则推荐方法得到的扩散因子存在不保守的情形,建议在计算复杂地形、小静风频率较高的内陆厂址事故扩散因子时慎重选择扩散模型。     

卡尔曼滤波反演核设施核事故中核素释放率的研究

为能在核设施发生核事故时快速连续反演核素释放率,本文结合高斯多烟团大气扩散模型,模拟固定区域的连续监测数据,设计并实现了核设施核事故核素释放率的卡尔曼滤波实时跟踪反演。研究结果表明：与高斯多烟团大气扩散模型结合的卡尔曼滤波器,在约10次滤波后,跟踪到虚设的稳定、线性及非线性变化的释放率真值,反演值标准差随真值的增大而增大;在扩展卡尔曼滤波反演释放高度时,由于截断误差过大,滤波结果不收敛。利用环境监测数据,通过与高斯多烟团大气扩散模型结合的卡尔曼滤波器可用于固定高度和位置、短时连续排放的核事故核素释放率参数反演,是核设施核事故应急可选择的源项反演手段。     

基于随机游走方法模拟计算脏弹袭击后的放射性剂量分布

为研究脏弹爆炸在下风方向造成的放射性辐射危害,基于随机游走方法建立了脏弹恐怖袭击后放射性烟团在大气中扩散的计算模型。结合烟云源项模型和剂量模型,计算研究了小风条件下¹³⁷Cs脏弹爆炸时,不同大气稳定度扩散等级时放射性烟团对下风方向公众的辐照剂量。结果表明,在其他条件相同的情况下,稳定度扩散等级对下风方向的辐照水平和分布有明显影响。大气越不稳定,放射性烟云横向扩散范围越广,同时剂量随下风方向距离降低得越快,超公众辐照限值的放射性污染面积也越小。稳定度扩散等级为F时,超公众剂量限值的污染区域面积和下风方向1 km处的辐射剂量分别是等级为A时的4倍和10倍。     

核电厂事故应急局地实时剂量评价系统的模式与参数

本文介绍在核电厂事故应急局地实时剂量评价系统中应用的拉格朗日烟团模式及相应的参数。对烟团轨迹考虑了事故期间风向、风速的变化,采用有效扩散参数以考虑烟团迁移期间大气稳定度等气象条件的变化,干沉积采用源耗减模式,湿沉积采用冲洗系数方法,还考虑了放射性衰变及烟团部分穿透混合层的修正。鉴于我国在建核电厂皆位于沿海地区,文中还给出了内边界层条件下烟团公式的处理方法。对于实时剂量评价,主要考虑了烟云浸没外照射、吸入内照射和沉积放射性核素外照射三种照射途径。最后,以秦山核电厂为例估算了 PWR1事故的环境影响,给出了部分计算结果。     

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管道破裂事故源项的计算分析

当压水堆核电厂发生事故后,带有放射性的核素会通过破损处释放到环境中,从而危害核电厂周边环境及相关人员的安全,因此对事故后释放到环境中的放射性源项分析,对于核电厂的辐射防护具有重要意义。本文根据事故发生的频率以及后果严重程度,选取蒸汽发生器传热管破裂事故(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)进行分析。事故分为事故前碘尖峰释放和事故并发碘尖峰释放两种事故工况,建立事故后放射性核素迁移和扩散计算模型,同时使用先进压水堆AP1000参数进行计算验证,并重点关注惰性气体和挥发性核素碘在环境中的放射性活度。计算结果显示:使用文中计算模型计算的放射性源项与设计源项比较一致,在两种工况下,惰性气体的释放活度与设计源项吻合较好,但碘的释放活度有明显差别。     

核事故放射性气体扩散及辐射剂量模拟研究

利用修正的高斯烟团模型来简化早期核事故扩散问题,将修正后结果与CALPUFF软件模拟结果对比分析,误差在可接受范围内。根据放射性气体扩散模拟及辐射剂量计算,开发了可视化操作界面,给定初始参数便可简单快速计算得到放射性扩散核素浓度随时间分布以及辐射剂量影响,可为核事故应急预案制备提供依据。     

拉格朗日烟团模型的大气扩散系数自适应修正

在核事故后果实时评价系统中,拉格朗日烟团模型作为大气扩散模型得到了广泛应用。大气扩散系数是影响烟团模型的重要参数之一,本文提出一种动态修正拉格朗日烟团模型的大气扩散系数的自适应方法,以提高放射性核素浓度分布计算的准确性。该方法利用观测的核素浓度数据、气象数据和源项释放数据,以最小二乘法实时地对大气扩散系数进行了估计。使用大气扩散模型验证工具MVK中的Kincaid实验数据,将动态大气扩散系数自适应修正方法与传统的以Pasquill-Gifford（P-G）曲线为基础的方法相比较,结果表明,大气扩散系数自适应修正方法能提高拉格朗日烟团模型计算结果的准确性。     

海岛下垫面对核事故核素扩散影响规律研究

为研究核事故发生后气载核素在海洋环境中的扩散,以海岛核电厂为研究对象,采用计算流体动力学（CFD）模拟的方法对海岛核电厂各下垫面要素、风速变化、喷口速度变化进行了模拟,并用风洞实验验证CFD模拟的准确性。结果表明,山体会对地面最大扩散因子产生显著影响;平台的高度增加时,地面最大扩散因子降低,出现距离更靠近喷口;风速的增大会使得面最大扩散因子出现位置后移;喷口速度增大会使得地面最大扩散因子变小,其出现位置后移;在喷口速度变化的情况下,地面最大扩散因子的CFD模拟值和高斯烟羽模型计算值呈倍数关系,并以此对高斯烟羽模型进行了修正。      

地浸采铀钻孔场区氡致周边辐射环境影响研究

氡是铀矿采冶过程中释放的主要气载放射性流出物，地浸钻孔场区的氡释放主要来源于抽液孔，传统高斯模型对此类源项的适用性有限。用CFD方法建立大气扩散数学模型耦合求解，探究了实际地形、氡源项和2019年的气象数据下某典型地浸铀矿山钻孔场区及周边近地面核素氡的浓度分布特征，并由个人剂量年均分布数学模型计算得到其所致的公众年有效剂量。结果表明：地形和大气风速对钻孔场区氡的迁移扩散具有重要的影响，风速占主导作用，风速越大，氡浓度越小，低地势凹洼处易造成排放源附近氡的积聚，局部污染较重；近地面氡的分布范围主要受风速和风向频率的协同作用影响，且随风速和风频的增大而变大；氡浓度衰减速度与扩散距离呈正相关性，但钻孔场区各抽液孔排放氡浓度水平较低，对环境氡浓度贡献值较小，对周边环境和公众辐射影响较小，其所致的个人剂量均不大于0.001 1 mSv·a^-1。研究结果可为地浸铀矿山钻孔场区布置和辐射安全距离的确定提供理论支持。     

截断总体最小二乘变分核事故源项反演数值研究

放射性释放源项是核事故应急与事故后果评价的基础。核事故源项反演方法利用事故期间辐射环境监测数据估计事故释放源项。由于其不依赖电厂状态参数，在福岛核事故后被广泛重视。变分核事故源项反演模型（VAR）对释放源项的求解为全局最优，但受大气扩散模型误差的影响较大。为降低大气扩散模型误差对源项估计结果的影响，建立了截断总体最小二乘变分核事故源项反演数值计算模型（TTLS-VAR）。该模型可对扩散模型算子与监测向量进行修正，以提高源项反演的准确性。基于风洞实验数据对TTLS-VAR模型进行验证，结果显示:TTLS-VAR模型对释放源项估计结果的准确性较VAR模型有所提高。      

用密度泛函理论研究氚在高温气冷堆核级石墨的吸附与解吸附行为

为研究氚在高温气冷堆核级石墨上的吸附和解吸附行为,本文利用密度泛函理论,采用氢原子代替氚原子的办法,通过理论计算得到了氚在高温气冷堆核级石墨上的结合能,通过模型分析得到了氚在高温气冷堆核级石墨上的吸附、解吸附机理与相应的份额,并得到HTR-10在20年寿期末各部分氚的累积量及事故工况下氚释放量的估计值。本文结果为研究估算高温气冷堆氚释放的机理提供了一条新思路。     

随机游走大气扩散模型在核事故应急中的开发和应用

烟羽浓度预测是核事故早期应急响应放射性后果评价系统的主要内容之一.描述了大气扩散本身随机的特点,介绍了自行开发随机游走大气扩散模型Random Walk,并与现有欧共体开发的核应急决策支持系统RODOS中的拉格朗日烟团模型RIMPUFF进行比较验证.结果表明,两者计算结果相当吻合,但Random Walk计算出的烟羽范围比RIMPUFF计算出的稍小.随机游走大气扩散模型Ran-dom Walk能够较好的模拟核事故发生条件下的大气扩散过程,可以作为核事故应急决策系统的一个大气扩散模块,为早期应急和后果评价提供更接近实际的信息.     

2MW液态钍基熔盐实验堆气载放射性流出物近场扩散的数值模拟

气载放射性流出物在近场范围内的扩散是核设施环境影响评价研究的重要内容之一,传统的高斯模型由于受到复杂建筑物的影响导致计算结果偏差比较大,不宜用于近场扩散的数值模拟。本文采用计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)方法以2 MW液态钍基熔盐实验堆的拟定场址为研究对象,开展放射性气态流出物在近场范围内分布规律的研究,分析风速、烟囱高度、风向等参数对气态流出物大气弥散因子分布的影响。结果表明,对于高架排放,由烟羽抬升的影响使得风速越大近场范围的放射性核素大气弥散因子越高;在下风向建筑群迎风侧均易出现放射性核素集聚区,烟囱高度越低集聚现象越明显。本研究的结果可为熔盐堆场区辐射环境影响评价及建筑物的布局、核应急提供参考依据。     

小型堆应急计划区划分研究

利用一体化严重事故分析程序(MELCOR)对小型堆断电事故进行仿真分析,并将结果作为大气扩散计算软件MACCS的输入,计算分析某滨海地区放射性后果。结合建立的小型堆应急计划区划分准则,通过计算确定适用于小型堆的应急计划区大小。     

氟盐冷却高温堆氚输运特性瞬态分析

氚是熔盐堆运行过程中的固有产物，具有强腐蚀性和渗透性，是限制熔盐堆技术发展的瓶颈问题之一。本文围绕氟盐冷却高温堆（FHR）中氚输运特性在事故工况下的瞬态响应开展研究，主要讨论在无保护反应性引入（URI）及无保护冷却剂入口过冷（UOC）事故下，熔盐堆一回路中的氚产率、石墨吸附量、熔盐溶解量、腐蚀与沉积反应以及氚向二回路的扩散等特性。研究发现，瞬态条件下氚输运特性较稳态时更为复杂多变，呈现出强烈的动态耦合特点，这对氚控设备的性能提出了更高的要求。计算表明，在URI和UOC事故下，氚向二回路的扩散速率均降低，不需投入额外的氚控安全设施。