船用堆断电事故仿真及源项滞留分析

以某船用压水堆为研究对象,借助MELCOR程序建立事故分析模型,对全船断电事故进程进行仿真;对事故源项进行计算。结果表明:若应急电源无法投入,将导致堆芯熔化、支撑结构失效、舱底熔穿;大部分放射性物质排出舷外,稳压器及波动管滞留量次之,回路滞留量最少;各放射性核素在系统中滞留量也不相同,惰性气体滞留比例最小,仅为0.338 2%;卤素滞留量也相对较小,为3.848%;其余核素滞留比例都较高。本文研究结果可为进一步事故缓解研究及船外应急研究提供依据。     

船用堆破口叠加全船断电事故进程及后果研究

采用MELCOR程序,对船用堆破口叠加全船断电事故进行建模计算,并对事故进程和源项释放进行了研究。计算结果表明:若应急电源无法投入,最终将导致压力容器下封头失效和舱底失效;所研究事故的惰性气体、碘释放量均在80%以上,且释放的I主要以CsI形式存在,滞留量大,气载量小。事故进展快慢取决于破口当量尺寸,但氢气的产量与堆芯温度、堆芯残余水量相关,与破口当量尺寸无直接关系,堆舱内发生氢爆可能性不大。本文计算结果可为应急抢修和应急决策提供技术支持。     

福岛事故废液滞留和循环处理进程分析

日本福岛事故后,东京电力公司利用福岛第一核电厂原有的反应堆厂房、汽轮机厂房、高温焚烧厂房、工艺主厂房以及新设置的废液净化处理装置和废液贮槽,在现场建立了事故后废液滞留和循环处理系统,基本实现了事故废液的贮存、净化和循环利用。自2011年6月29日开始,东京电力公司约以周为间隔实时发布现场废液积存量/处理状况报告。本文统计了2011年6月29日—2014年1月8日期间先后发布的132份状况报告中有关现场各相关厂房和贮槽内废液积存量的数据,分析了福岛事故后废液滞留和循环处理进程,研究了福岛事故后建立的废液滞留和循环处理系统的组成、功能和运行特点及将其应用于废液滞留和循环处理中的经验与不足,并提出了关于事故后废液包容滞留的若干建议,为我国开展核电厂事故废液包容滞留措施研究提供借鉴。     

船用堆大破口失水叠加全船断电严重事故源项分析

以某船用压水堆为研究对象,采用MELCOR程序建立事故分析模型,研究大破口失水事故叠加全船断电严重事故下放射性裂变产物的行为,着重分析了惰性气体和CsI的释放、迁移、滞留特点及在堆舱内的分布。结果表明,83.12%惰性气体从堆芯释放出来,并主要存在于堆舱的气空间;83.08%的CsI从堆芯释放出来,其中,72.66%滞留在堆坑熔融物与一回路内,27.34%释放到堆舱内,并主要溶解于舱底水池中。本文分析结果可为舱室剂量评估、核应急管理提供依据。     

硅灰对硅酸盐水泥滞留铀(Ⅵ)性能的影响

在25℃下,通过浸出试验,用模拟地下水浸出42 d,比较不同硅灰掺量时硅酸盐水泥固化体对铀的滞留能力。结果表明随硅灰掺量的增加,水泥固化体对铀的滞留能力也在增加;硅灰掺量为15%时,水泥固化体的扩散系数为7×10-3cm3.d-1,仅为不掺硅灰时的5.5%。     

二回路耗汽运行对船用堆全部电源丧失事故进程缓解分析

针对船用核动力装置的特点,建立了船用堆一、二回路及控制系统的RELAP5模型,用RELAP5/MOD3.2程序对典型船用堆经济巡航工况下发生全部电源丧失事故进行模拟,分析了4种耗汽工况对事故进程的缓解效果。分析表明：事故后合理的耗汽运行方案能明显延缓事故进程,延缓时间为小时级别;耗汽量越小,二回路设备运行时间越长,二回路热阱持续时间也越长,一回路事故进程越缓慢。但太小的耗汽量会引起事故过程中蒸汽发生器（SG）二次侧水位过高甚至满水,进而威胁二回路设备的正常运行。同时,二回路设备数量众多,不同设备的最低运行汽量也不尽相同,应选择最有用和最低耗汽量的设备耗汽运行。本研究能对实际船用堆事故下的应急处理提供参考。     

ITER中国液态锂铅实验包层模块第一壁等离子体注入氚滞留分析

对等离子体注入ITER中国液态锂铅实验包层模块第一壁滞留的氚进行了分析,考虑了第一壁温度梯度、材料表面清洁度、加挂Be瓦及结构材料内缺陷等因素对氚滞留量的影响。分析结果显示,滞留的氚主要存在于中子辐照引起的缺陷内;氚滞留量对第一壁面向等离子体侧的清洁度及加挂Be瓦很敏感;总的氚滞留量约0.58 mg,不会对ITER真空室内氚滞留造成显著影响。     

对香港的辐射应急计划的评论

本文评述了英国人尼尔·A和戴维斯·M为香港政府研究大亚湾核电厂环境问题提交的顾问报告书“应变计划”,讨论了适宜香港的应急防护措施、事故时的饮水问题和该报告书中对我国政府提出的要求。根据国际标准和香港及大亚湾核电厂的具体情况,本文强调香港毋需制定有关撤离、迁置和普遍发放碘片措施的应急计划,宜重视加强及时通报事故信息和应急监测能力;并建议对饮用水的应急防护问题作进一步的研究。     

多机组核电厂场内应急准备经验

福岛核事故后,我国监管部门要求核电厂开展针对多机组事故组合情况下的应急准备。本文依据国际原子能机构对多机组事故应急准备和响应的建议和国家核安全局对多堆厂址的相关要求,从多机组事故应急管理、事故组合及应急状态的确定、应急响应涉及的应急组织及其协调机制、事故时应急状态等级的确定流程等方面分析了我国核电站多机组核事故应急准备的内容,讨论了应对多机组事故需要加强的应急能力建设,为国内其他核设施的应急准备管理提供参考。     

基于事故进程的氟化铀酰溶液临界裂变次数估算方法

氟化铀酰溶液临界事故是核燃料循环设施潜在的一种临界事故,需要做好其相应的事故应急评价,为应急响应提供辅助决策支持。临界裂变次数是核临界事故应急评价的重要内容,也是技术难点之一。它反映了核临界事故的大小和规模,直接影响事故应急防护行动决策。裂变次数估算有多种方法,有各自的适用条件。随着事故发生的时间推移,获取的信息越丰富,选择的评价方法也随之优化。因此提出了基于事故进程的氟化铀酰溶液临界裂变次数估算方法,该方法解决了临界事故应急评价实际应用问题及技术人员选择何种评价方法的困难问题。     

蒸汽发生器传热管破损叠加全船断电事故放射性分析

以严重事故分析程序MELCOR为计算工具,研究了某型船用堆发生蒸汽发生器传热管破损叠加全船断电事故,针对传热管破损所导致的放射性物质向其他舱室的泄漏,着重分析了惰性气体和CsI的释放、迁移、滞留特点及其在舱室内的分布。计算结果表明:二回路蒸汽管道会发生超压失效,氢燃导致堆舱邻舱的超压失效。至计算结束,约占累积总量99.61%的Xe和49.96%的CsI从堆芯释放出来。舱室Ⅰ和Ⅱ内Xe的分布份额分别为38%和18%,CsI的分布份额分别为22.2%和2.7%,CsI主要存在于舱底水池中,且泄漏至舱室Ⅱ的份额微少。本文分析结果可为进一步的源项剂量分析及船内外应急提供依据。     

核电厂事故后应急控制中心新风量敏感性分析

作为福岛事故的重要经验反馈之一,应急控制中心在事故条件下发挥的作用应受到足够重视。目前在应急控制中心可居留性评价中通常采用固定的非过滤泄漏量,未考虑非过滤泄漏与事故新风量的关系。事故条件下新风量的增加有利于维持应急控制中心可居留区域边界的正压,防止外界污染空气未经过滤直接渗入可居留区域内,即降低非过滤渗漏量,但也必然引入更多的污染空气,因而有必要针对应急控制中心的新风量开展敏感性分析,讨论室内空气中放射性浓度随新风量的变化情况。本文深入研究了事故工况下新风量与非过滤渗入风量的关系,结合污染物在应急控制中心可居留区域的迁移模型,针对NUREG—1465参考源项,对影响应急控制室放射性浓度的关键参数——新风量进行了敏感性分析,分别讨论了不同新风量条件下气溶胶和惰性气体引起的应急控制室内放射性浓度的变化情况,并确定了对剂量起主导作用的放射性核素组。相关分析结果可为应急控制中心的设计优化提供一定参考。     

多元酚氨羧酸络合剂8307对大鼠体内~(234)Th、~(141)Ce的促排效果

本文报道新络合剂8307对大鼠体内~(234)Th、~(141)Ce 的促排效果。实验结果表明,注入同位素后,立即肌注8307,使2天内尿中~(234)Th 排出量为注入量的73.0%,是对照组的15倍;使肝中~(234)Th滞留量为对照组的1/18,股骨中~(234)Th 滞留量约为对照组的1/2。使用8307后,使大鼠尿中~(141)Ce的排出量显著增加,肝中~(141)Ce 滞留量显著降低。     

多堆事故近场区辐射剂量评价方法初步研究

多堆事故源项具有多点同时释放、直接照射更强、各厂房屏蔽效应及反射效应交织、放射性物质浓度计算更加复杂的特点。现有的辐射剂量评价方法及系统难以满足多堆事故近场区应急评估需求。研究表明近场区小尺度风场和大气扩散对应急人员受到的烟羽照射剂量影响较大,大气扩散模型不能忽略附近复杂地形、建筑物等因素影响。对我国主要核电基地反应堆分布情况及场址特点进行了分析研究,选取CFD作为多堆场址近场区流场计算模拟手段。"保守法"用于多堆剂量场叠加计算快捷,易于操作;"现实法"计算量相对较大,但精度更高。应根据应急需要,选取合理的剂量叠加计算方法。     

福清核电厂应急撤离时间估算

本文介绍了环境保护部核与辐射安全中心主持开发的“核电周边人员应急撤离的虚拟现实模拟系统”(简称“撤离模拟系统”)及所采用的技术。结合福清核电厂厂址周围的人口分布、交通基础设施分布和天气状况,利用该系统模拟了不同撤离情景下,福清核电厂烟羽应急计划区内人员的撤离过程,估算了撤离时间,分析了影响撤离的主要因素。研究结果表明,福清核电厂在典型事故情景下,部分拥堵路段对撤离时间影响显著;同时,私家车的使用比例增加也会显著增加撤离时间。     

预测核事故辐射后果的动态食物链模式与程序

DYFOM-95是新近建立与开发的能预测核事故后果的动态食物链模式与程序。它既适用于西方饮食谱,也适用于中国居民的饮食谱。此模式考虑了干、湿沉积截获和初始滞留、易位、入渗、根部吸收、耕作等过程对事故释放导致的植物可食部位中核素浓度的影响。也考虑了动物对核素的摄入、食品加工的影响及人体食入途径对核素的摄入率。在干沉积中考虑了有效叶面积指数对干沉积量的影响,在湿沉积中考虑了事故期间不同时段不同降雨强度对湿沉积量的贡献的计算方法。程序由一个主程序和五个子程序组成,分别计算植物与土壤表面的干、湿沉积量、核素在植物中的易位、植物可食部位及动物产品中的核素浓度及人体的摄入量等。     

预测核事故辐射后果的动态食物链模式与程序

DYFOM-95是新近建立与开发的能预测核事故后果的动态食物链模式与程序。它既适用于西方饮食谱,也适用于中国居民的饮食谱。此模式考虑了干、湿沉积截获和初始滞留、易位、入渗、根部吸收、耕作等过程对事故释放导致的植物可食部位中核素浓度的影响。也考虑了动物对核素的摄入、食品加工的影响及人体食入途径对核素的摄入率。在干沉积中考虑了有效叶面积指数对干沉积量的影响,在湿沉积中考虑了事故期间不同时段不同降雨强度对湿沉积量的贡献的计算方法。程序由一个主程序和五个子程序组成,分别计算植物与土壤表面的干、湿沉积量、核素在植物中的易位、植物可食部位及动物产品中的核素浓     

《生态环境部(国家核安全局)辐射事故应急预案》修订对辐射事故应急工作的指导与启示

应急预案的制定和修订,是建立应急管理体系的重要基础和首要任务。2020年9月,生态环境部发布了修订后的《生态环境部(国家核安全局)辐射事故应急预案》,通过解读此次预案修订工作在应急任务、预案体系、分级量化指标、应急组织及职责、应急响应机制、应急准备等方面的修订内容,为我国辐射事故应急工作提供参考。     

我国核动力水面舰船海上核事故应急法规标准研究

我国从未建造过核动力水面舰船,海上核事故应急法规标准完全空白.通过对俄罗斯核动力舰船核事故应急,IAEA、美国、我国核电厂和研究堆核事故应急,我国常规动力舰船海上突发事件应急法规标准的分析,提出了以"尽量符合我国现有的核安全和海上交通运输管理体制分阶段编制"为原则、以"约束和指导各级应急主体编制有效的海上核事故应急预案...     

法国核设施辐射事故医学应急准备简介

法国是世界上核能利用的发达国家之一,基本核设施有140余处,运行中的核电站反应堆有43座,核能发电占总发电量的比例达65%。其核设施运行保持着安全记录,没有发生过重大伤亡事故,主要原因是对核设施的安全防护极为重视,建立了一套完整的安全防护机构和科学管理体制、严格的安全法规和规章制度,并采取了一系列的安全保证措施。同时,对核设施发生事故的可能性仍然十分重视,有足够的应急准备和措施。本文简要介绍法国核设施辐射事故的医学应急准备。