压水堆主冷却剂16N的比活度计算

对压水堆主冷却剂中16N的快中子活化生成和衰变平衡机理进行了分析,建立了基于堆芯流道求和的16N比活度计算模型,此模型以堆芯各流道内流速及平均中子注量率为输入数据,计算反应堆运行时主冷却剂中16N的稳定浓度。以秦山二期核电厂为研究对象,在对堆芯进行精确MCNP建模的基础上,对堆芯中子注量率分布进行了MCNP模拟计算。并将模拟计算数据代入16N比活度计算模型,对主冷却剂中16N比活度进行了综合计算,计算结果与工程实用参考值吻合。     

压水堆核电站一回路~(16)N源项计算模型的优化

~(16)N是压水堆一回路冷却剂中的主要活化产物,也是一回路中的主要辐射源。本文在传统~(16)N源项计算模型的基础上,根据堆芯内冷却剂的流向,考虑堆芯区域以及下降段区域的中子通量差异,将堆芯划分为活化区域以及反射区域,并建立了相应的计算模型,以典型三代压水堆核电站为例进行了计算与验证,计算结果与技术文件吻合良好,偏差在10%以内,验证了模型的正确性。最后分析了一回路典型部位的~(16)N平衡放射性活度浓度,发现在反应堆堆芯出口处最高,随着冷却剂流向逐步减少。研究结果表明,优化的计算模型可更准确计算压水堆核电站冷却剂的~(16)N源项,为分析反应堆一回路的辐射源项提供参考依据。     

基于输运计算方法的压水堆冷却剂~(16)N和~(17)N活化源项计算研究

采用二维离散纵标输运程序DORT及ENDF/BVI库计算压水堆压力容器内中子注量率分布,用自行研制的活化源项计算程序计算冷却剂16N和17N源项,并验证堆芯径向与轴向功率分布对计算结果的影响。对核电厂例题的敏感性计算对比分析结果表明,采用低泄漏或高泄漏堆芯装载方式的压水堆冷却剂16N和17N活化源项结果偏差很小。     

压水堆核电厂裂变产物源项计算方法研究

裂变产物作为一回路冷却剂中放射性核素的重要组成部分,在核电厂设计中具有非常重要的意义。文中对堆芯积存量计算模型、燃料包壳内裂变产物向一回路冷却剂释放模型、裂变产物在一回路中的平衡模型进行了分析与研究,并以典型压水堆核电厂为例进行了计算与验证,证实了本文中给出计算模型的合理性以及适用性,可供压水堆核电站裂变产物源项计算分析参考。     

氟盐冷却高温堆主冷却剂系统16N源项分析

基于SCALE6.1程序包中的三维蒙特卡罗输运程序KENO-Ⅵ对氟盐冷却高温堆（FHR）堆芯中子能谱进行计算,利用Mathematica程序建立了¹⁶N源项在主冷却剂系统内的流动模型,对FHR的主冷却剂系统¹⁶N源项进行定量分析,对不同流速情况下主冷却剂系统不同区域¹⁶N源强分布进行研究。结果表明：当冷却剂体积流量大于4.15×10² cm³•s^-1、小于4.15×10⁶ cm³•s^-1时,流动效应对主冷却剂系统内¹⁶N源项浓度分布影响显著,在FHR的设计基准流量（4.15×10⁴ cm³•s^-1）情况下,堆芯中¹⁶N源项占总¹⁶N源项的76.98%,上腔室为18.89%,其余区域放射性活度占¹⁶N总量的4.13%。所建立分析方法及结论可为FHR的工程设计、辐射防护设计及源项的精确分析等提供参考。     

压水堆主回路裂变产物源项计算程序开发

为了开发拥有自主知识产权的核电厂主回路源项计算程序,对裂变产物的生成、释放和迁移等各个过程进行深入研究,建立和完善各个过程的计算模型,形成了一套完整的压水堆主回路裂变产物源项计算方法,在此基础上开发了主回路裂变产物源项计算程序,并进行了初步验证。     

压水堆核电站活化产物源项计算程序CPAP的开发

活化产物为压水堆核电站中主要辐射源,有必要对其建立分析手段。分析了压水堆核电站堆芯外材料中活化产物源项的产生途径,建立了压水堆核电站堆芯外材料中活化产物源项的计算模型,并分别基于矩阵指数法和切比雪夫有理近似法求解所建立的计算模型。开发了具有良好人机界面的计算程序CPAP,并采用典型材料活化例题与国外同类软件进行了对比测试。测试结果表明:CPAP程序对于测试算例的计算结果与国外同类软件的计算结果之间的偏差在工程可接受的范围内。CPAP程序具有人机界面友好以及求解器可选的优点,可广泛应用于压水堆核电站的设计、运行和退役阶段。     

压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项计算研究

压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项为环境影响评价的源头。通过对压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物的释放途径及其计算基准的研究,得出了各类型压水堆核电站通用的运行状态下气液态放射性流出物源项计算模型,并分析讨论了主要的影响因素。根据建立的计算模型,采用CPR1000机型的设计参数,计算了CPR1000机型气液态放射性流出物源项预期值,并与大亚湾和岭澳核电站实测值进行了比较。比较结果表明,模型计算结果可包络实测值,计算模型具有一定的保守性。     

非能动压水堆安全壳晚期失效严重事故源项模拟研究

利用MELCOR程序模拟大型先进非能动压水堆一回路系统热段中破口失水始发严重事故工况,探究安全壳晚期失效裂变产物的释放行为并进行敏感性分析。结果表明,当安全壳破裂后,94.51%的惰性气体快速从破口释放到环境中,一回路中原先积聚的CsI在余热作用下发生了再次气化,进入安全壳和环境中的份额仅为5.02%和1.45%。热段破口尺寸对裂变产物在一回路和环境中的释放份额影响较大,安全壳破口面积对计算结果不敏感。     

压水堆核电站一回路活化腐蚀产物源项控制措施探讨

材料替代和一回路水化学控制是降低活化腐蚀产物源项的主要措施。本文介绍M310、AP1000和EPR三种压水堆核电站一回路水化学优化情况,比较三种压水堆一回路活化腐蚀产物源项,分析探讨水化学优化对源项降低的影响,最后对国内压水堆核电站一回路水化学优化提出建议。     

最小核临界事故源项分析

文章提出最小核临界事故源项的分析模型,并给出了相关计算方法,利用MCNP程序计算了不同易裂变材料以及不同物料状态下,发生最小核临界事故时的总裂变次数和中子伽马吸收剂量比等源项参数。通过与已发表文献和已有相关数据进行对比,结果符合良好。     

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。     

Research of Radioactive Source Term Calculation Model and Application in LOCA for PWR

According to the mechanism of the generation and reduction of the nuclide in the process of migration and release from the core to the containment and the environment after the pressurized water reactor (PWR) loss of coolant accident (LOCA), the calculation model of radioactive source term for LOCA was established. The comparative analysis of model calculation results was carried out. Finally, the model was applied to the source term analysis for the third generation PWR LOCA. The results show that the relative deviation between the calculation results of the model and TACTⅢ code is within ±0.05%, and the relative deviation between the iodine calculation results of the model and TITAN5 code is within ±0.5%, so the model calculation is accurate. For various nuclear motor types of PWRs, the removal mechanism and removal rate of nuclide in the containment are different, resulting in different I and Cs radioactivity release curves. The cumulative radioactivity of ¹³¹I, ¹³⁴Cs, ¹³⁶Cs and ¹³⁷Cs released into the environment within 30 d gradually increases. The established model is highly versatile, which is based on the complete nuclide decay chain, considering the contribution of the precursor nuclides decay to the daughter nuclides, and the effective removal process of elemental iodine by spraying or natural removal.     

压水堆核电厂乏燃料组件源项计算分析

核燃料贮存、运输以及后处理过程中的安全是构成核与辐射安全的重要内容,为保证安全性,提高运输经济性,减小后处理厂对环境的排放,须获得乏燃料组件的包络源项,因此,采用ORIGEN-ARP程序分析组件运行历史、初始富集度、燃耗深度等参数对源项的影响。运行历史在卸料初期对源项略有影响,可采用合适的保守因子予以包络,在冷却一定时间后,其影响可忽略不计;初始富集度、燃耗深度均不同的组件须经对比计算以获得包络源项。计算表明：在目前核电厂乏燃料组件中,²³⁵U初始富集度为4.45%、燃耗深度为55 GW•d/tU的AFA-3G型组件源项是包络的,可作为乏燃料水池、运输容器设计,以及后处理厂排放源项分析的初始源项。     

压水堆3H源项计算分析

对压水堆中氚的产生和消减机理进行了研究。根据一回路冷却剂中氚的代谢机制建立氚计算模型,分析了压水堆各途径对氚的产生量贡献及⁷Li纯度对锂产氚量的影响。结果表明：计算模型详细考虑了产生氚的核素随时间的衰减变化,计算的氚产生量为52.08 TBq/a。压水堆一回路冷却剂中的氚主要来源于可溶硼的中子活化反应、铀核的三元裂变,对氚产生量的贡献达90%以上,⁷Li纯度为99.9%时锂产氚量占总量的7.45%,其他途径对氚的产生量贡献很小,可忽略。锂产氚量的贡献随着⁷Li纯度的升高而线性减小。研究结果可为压水堆氚源项的计算提供参考。     

压水堆严重事故过程中堆内氢气源项分析

采用一体化严重事故分析程序ASTEC,分别对丧失给水事故(LOFA)和全场断电事故(SBO)进行了模拟。结合丧失给水事故阐述了Zr、Fe、B4C与水氧化反应的机理,比较了Zr、Fe、B4C氧化反应释放的氢气的质量、速率和氧化反应开始的时间。结果表明,事故早期氢气主要来自Zr的氧化反应,Fe氧化反应产生的氢气约占氢气总产量的10%。另外,还比较了LOFA和SBO事故过程中氢气的释放。结果表明,同一反应堆在不同的严重事故进程中产生的氢气的质量、速率、氧化开始的时刻以及堆内氢气分布可能有很大的差别。因此,在进行事故早期氢气源项风险评价的时候要根据不同的事故进程,具体问题具体分析。     

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。