双层安全壳压水堆LOCA事故的放射性后果分析审查

压水堆冷却剂丧失设计事故后果分析主要涉及释放源项、大气弥散和场外辐射后果三个方面。针对具有双层安全壳的压水堆冷却剂丧失设计基准事故,简述了放射性后果分析方法,计算了场外放射性后果,并对放射性后果审查中应当注意的几个问题进行讨论：（1）事故源项。通常可分别考虑为释放到内层安全壳的源项,以及释放到环境的源项。前者主要取决于堆芯裂变产物的积存量,后者不仅与释放到内层安全壳的裂变产物有关,而且与自然的和工程的清除过程以及外层安全壳的缓解作用密切相关。（2）大气弥散因子的计算。根据环境资料的获取情况,可以按照NRCR．G．1．4给出的确定论方法进行保守的估计,也可以按照NRCR．G．1．145描述的概率论方法进行估算。（3）场外放射性后果。主要考虑隔离区边界和低人口区外边界的个人剂量,包括全身剂量和甲状腺剂量。     

秦山核电厂事故后果分析

根据安全审评的要求，利用一套放射性后果分析程序，对秦山核电厂设计基准事故放射性后果进行了分析计算。结果表明，剂量符合验收准则。     

基于AST方法的AP1000失水事故放射性后果评价

本文系统地阐述了可替代源项(AST)进行AP1000失水事故剂量分析的基本方法,介绍了可能的放射源、安全壳内去除机制及放射性物质环境释放途径。为了评估失水事故造成的放射性性后果,针对国内某AP1000滨海厂址实际特征,计算了主控制室工作人员有效剂量、非居住区边界及规划限制区外边界公众剂量,剂量结果分别满足HAD 002/01-2010及GB6249-2011限值要求。同时,通过对关键参数的敏感性分析,进一步确定了对剂量起主导作用的核素组,并且研究了个体年龄及运动状态对其所接受剂量后果的影响。     

基于严重事故剂量后果的堆芯重要核素选择

用于事故放射性后果评价的事故源项与堆芯源项密切相关,而通用的堆芯源项程序,如ORIGEN的计算结果包含几百个甚至更多的核素,如何在大量核素中筛选出重要核素,对于简便、准确地进行放射性后果评估具有重要意义。通过对事故后核素迁移至环境的跟踪,评价每个核素对最终放射性后果的贡献。结果显示30～50个核素的剂量贡献即可包络95%以上的剂量后果,这些核素可作为计算的基准,也是堆芯源项核素选择的依据。计算方法对剂量后果评价具有重要的参考价值。     

池式钠冷快堆事故源项计算方法研究及其应用

针对传统轻水堆事故源项计算方法不适用池式钠冷快堆的问题,分析可能发生的设计基准事故和超设计基准事故的释放路径,研究建立适用于池式钠冷快堆的堆芯损伤类、泄漏类和钠火类事故源项计算方法。结合示范快堆的6种典型事故：1盒燃料组件瞬时全部堵塞事故、反应堆堆本体覆盖气体边界泄漏事故、一次氩气衰变罐破损事故、主容器泄漏事故、一回路外无保护套管的钠净化管道泄漏事故和一回路无保护套管的外辅助管断裂或泄漏合并隔离阀关不住事故,开展事故源项计算及其剂量后果评价。结果表明：6种事故的放射性后果均低于GB 6249-2011的要求。该方法还可为回路式钠冷快堆、铅铋快堆以及气冷快堆事故源项计算提供参考。     

蒸汽发生器传热管破裂事故缓解措施研究

为降低蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故放射性后果,本文以华龙一号堆型为对象,分析总结了 SGTR事故缓解的特点,使用成熟工程程序对SGTR事故缓解进行了优化分析.分析表明,根据放射性报警信号识别SGTR事故,并在停堆时隔离破损SG,可以显著降低破损SG的蒸汽排放量和破口流量,是降低SGTR事故放射性后果的可行方向.     

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故后果分析中若干问题的讨论

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故是核电厂安全分析报告需要评价的一个重要的设计基准事故,随着该事故的工况分类由极限事故变更为稀有事故,其放射性后果不能满足我国放射性后果验收准则的要求.本文从SGTR事故放射性后果评价的计算假设、事故源项、验收准则及国内外的实践情况等几方面进行讨论,认为应对SGTR事故作进一步的研究,...     

LOCA源项与放射性后果计算影响因素分析

建立了冷却剂丧失事故（LOCA）源项与剂量分析模型,研究堆芯持续释放时间、喷淋作用、母核衰变对LOCA源项及放射性后果的影响。结果表明：堆芯瞬时释放情况下,释放到环境中的累积活度高于持续释放,尤其是短半衰期核素差异显著,如¹³⁵Xe^m和¹³⁸Xe。事故前期,喷淋对^131~135I影响显著,碘向环境的释放量及剂量随喷淋去除常数的减小而增大。母核衰变对剂量结果影响很小。各种情况下,非居住区边界和规划限制区外边界剂量均满足接受准则的要求。考虑喷淋时效且堆芯释放按照时间无关过程（瞬时释放）来估计事故源项与辐射剂量具有保守性。     

极端事故下西安脉冲堆放射性后果分析

本文将地震作为初因事件,以严重事故中极少发生的全部燃料元件破损作为西安脉冲堆(XAPR)的包络性事故,使用ORIGEN2软件计算了XAPR燃耗末期气态裂变产物的放射性活度,并以保守的释放模型计算释放源项;采用STOERNEU软件计算分析了该事故下的场外放射性后果。结果表明,在极端的全部燃料元件破损事故下,在事故发生后0～8h时段释放的最大总放射性源项为4.50×1012Bq,场区100m边界处的公众最大个人有效剂量为5.47mSv,公众最大个人甲状腺当量剂量为129.74mSv,远低于国家标准(GB6249)中规定的重大事故剂量参考水平,略低于需要在场外采取隐蔽措施的通用干预水平。本文结果可以作为安全分析报告中后果分析的补充。     

切尔诺贝利事故15年后的放射性排放

【《欧洲核综览》2001年1～2月刊报道】 1986年发生的切尔诺贝利事故已经过去15年了。在这15年中,来自世界各地的专家对这次事故的后果进行了认真研究;并试图彻底澄清向环境排放的放射性的剂量和组成问题。 对放射性的评估主要从3个独立的研究方向进行: 反应堆放射性排放的动力学研究; 事故的活性阶段结束后,不同地区放射性落下灰中所含放射性的剂量和组成研究; 确定残留在“Ukrytie”(掩埋坍塌的切尔诺贝利4号机组的掩体)中的放射性的剂量和组成,并将其与在事故前计算所得的放射性核素的累积数据相比对。 第一个方向的研究在1986年5月…     

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。     

核事故后果评价研究进展

回顾了国内外在核事故后果评价领域开展的概率风险评价、实时后果评价、事故后的后果评价技术与方法研究的发展历程,对后果评价研究在大气弥散模型的要求与发展、利用环境监测数据估算源项、食物链模型与事故季节性、剂量估算与防护措施、核与辐射突发事件（小尺度）响应、决策支持技术以及放射性物质长距离迁移问题等方面进行了讨论与分析。近年来,随着我国核能事业的迅猛发展,需要加强和发展核事故与突发事件的后果评价和应急响应技术。     

切尔诺贝利核事故及其后果

根据各国已经发表的资料 ,特别是最近在国际辐射防护学会 ( IRPA)第 1 0届大会上发表的最新资料 ,综述了切尔诺贝利核事故的基本情况 ,特别是它所造成的辐射后果及其伤亡情况。希望借此对这一核工业有史以来最严重的核事故做出客观的估价 ,吸取经验教训 ,促进我国核工业的健康发展。     

核事故应急情况下快速确定辐射剂量率场的方法及其应用

介绍并分析了在核事故应急情况下,应急辐射监测和事故后果评价两种确定辐射剂量率场的方法及存在的不足,根据估算照射率场分布的方法引出快速估算辐射剂量率场的计算方法,并对其在事故应急和演习中的应用进行了分析。     

核电站严重事故后果概率安全评价方法研究

核电站严重事故后果概率安全评价(PSA)是采用概率论的方法对核电站放射性后果进行分析,并定量给出放射性物质对核电站周围公众的健康效应影响。以国内某压水堆核电站为参考厂址,建立合适的场外后果分析模型。采用分层抽样方法对参考厂址1a的气象数据进行抽样,源项和释放特征等数据取自二级PSA的研究结果。利用事故后果评价程序对核电站严重事故后果进行计算,并用概率论方法对结果进行评估。通过计算将各事故和事故谱的场外个人剂量表示为CCDF曲线和总频率-剂量曲线,再用概率论方法得到不同距离处个人剂量超过指定剂量的条件概率;也可用此方法对确定烟羽应急计划区的安全准则中所描述的"大多数严重事故序列"进行量化。     

Effect analysis of the intentional depressurization on fission product behavior during TMLB' severe accident

It has been found that the pressure in the reactor coolant system (RCS) remains high in some severe accident sequences at the time of reactor vessel failure, with the risk of causing direct containment heating (DCH).Intentional depressurization is an effective accident management strategy to prevent DCH or to mitigate its consequences. Fission product behavior is affected by intentional depressurization, especially for inert gas and volatile fission product. Because the pressurizer power-operated relief valves (PORVs) are latched open, fission product will transport into the containment directly. This may cause larger radiological consequences in containment before reactor vessel failure. Four cases are selected, including the TMLB' base case and the opening one, two and three pressurizer PORVs. The results show that inert gas transports into containment more quickly when opening one and two PORVs,but more slowly when opening three PORVs; more volatile fission product deposit in containment and less in reactor coolant system (RCS) for intentional depressurization cases. When opening one PORV, the phenomenon of revaporization is strong in the RCS.     

中国先进研究堆严重事故辐射后果研究

针对高功率研究堆建在大城市远郊区的特殊情况，提出了中国先进研究堆（CARR）严重事故辐射后果的验收准则。为进行CARR严重事故排放方案的设计，研究了不同事故排放方案下，CARR发生严重事故时的环境辐射后果。最终推荐提高反应堆大厅密封性并优化事故后密闭与排风组合排放方案，实现了CARR工程无场外应急的安全设计目标。