核电厂安全壳内气溶胶热泳沉积特性研究

核电厂事故下,裂变产物气溶胶沉积在热构件表面降低安全壳气空间内放射性。其中,由于构筑物、部件壁面温度梯度的存在,热泳沉积对气溶胶颗粒沉积的贡献不可忽略。本文采用符合安全壳气溶胶特性的公式计算了其在安全壳壁面的热泳沉积。结果表明热泳沉积效果随气溶胶粒径的增加而减弱;安全壳内壳表面温度梯度的提高,可以加强气溶胶的热泳沉积,从而提升安全壳内气溶胶的去除效果,降低安全壳内放射性水平。     

毛细管内气溶胶沉积特性的实验研究与分析

以核电厂事故期间安全壳内放射性气溶胶通过缝隙向环境释放为研究背景，建立毛细管通道内气溶胶沉积特性研究实验台架并开展实验研究。毛细管内的气体流动由压力驱动，气溶胶为二氧化钛。基于目前的实验结果，毛细管内气溶胶无量纲沉积速度随无量纲松弛时间的变化分为上升区和平台区，两个区域约在无量纲松弛时间为70～100之间分界。与常规管道的气溶胶沉积特性实验结果相比，本文获得的沉积速度偏小。本文在基于欧拉体系的颗粒壁面沉积3层模型中增加了Saffman力，利用改进后的模型评估了颗粒与气体速度差对沉积速度的影响。结果显示，当速度差大于某值后，Saffman力将显著减弱颗粒壁面沉积。     

非能动安全壳冷却对严重事故下气溶胶沉积影响分析

采用分区法模型计算了不同热工条件下的气溶胶沉积情况,分析了4种自然沉积机理对不同粒径气溶胶的沉积作用。研究表明,气溶胶扩散泳沉积受热工情况影响最为显著。针对AP系列压水堆非能动安全壳冷却的设计特性,可通过降低壁面温度来提高气溶胶的扩散泳沉积,增强安全壳内的气溶胶净化作用,从而提高严重事故下安全壳内的放射性去除效果。     

不同流型下气溶胶水洗效果影响因素实验研究

在核电厂严重事故下，安全壳内混合气体通过喷射器注入到乏燃料水池中以降低安全壳超压失效的风险，同时减少放射性向环境的释放。本文建立了气溶胶水洗去除实验装置，研究水池对气溶胶的去除机制。开展了不同流型下通过喷射器的混合气体质量流率对气溶胶水洗净化系数(DF)的影响以及蒸汽冷凝对气溶胶去除效果的影响。结果表明：在注入流型为射流的情况下，由于射流注入区液滴拦截和惯性碰撞去除机制的增强，导致DF随着质量流率的增大而增大；在注入流型为气泡流的情况下，上升区气溶胶去除占主要作用，随着质量流率增大，气泡上升速度增快，导致气泡在水池内运动时间减少，DF降低。同时，在蒸汽存在的情况下，气溶胶去除效果明显增强，蒸汽冷凝是气溶胶去除的主要机制。     

安全壳内放射性气溶胶输运特性模拟研究

为探明实际安全壳尺寸下严重事故中放射性气溶胶的输运特征,利用计算流体动力学和颗粒群平衡方程耦合,模拟了严重事故中放射性气溶胶在安全壳内的空间分布规律,并重点定量分析了不同聚并机制和沉积机制对于气溶胶输运过程的影响。结果表明,粒径小于0.1μm的气溶胶颗粒的相互作用主要受布朗聚并影响,粒径大于10μm的主要受湍流惯性聚并影响,粒径介于两者之间的受布朗聚并和湍流聚并（湍流惯性聚并和湍流剪切聚并）共同影响。对于沉积现象,粒径小于0.1μm的气溶胶主要受布朗扩散沉积影响,粒径大于0.1μm的主要受重力沉积影响。湍流聚并的平均聚并速度是布朗聚并速度的2.99倍,布朗扩散沉积的平均沉积速率是重力沉积的1.38倍。本研究为实际安全壳尺寸下放射性气溶胶去除技术的选取提供了解决思路。     

低流速排放下气溶胶水洗模型

在发生核电厂严重事故时,乏池水洗作为放射性气溶胶去除的手段之一,应用于先进非能动压水堆中。为评估气溶胶水洗效果,本文建立了蒸汽冷凝、惯性碰撞、重力沉降、离心沉积和布朗扩散等典型气溶胶去除机制模型,同时考虑了可溶性气溶胶颗粒增大现象,采用FORTRAN语言实现了气溶胶水洗效果分析程序。通过构建LACE Espana实验装置分析模型,模拟了3种典型低流速工况,并开展了气溶胶粒径、蒸汽份额以及淹没深度等关键因素的影响分析。结果表明：水洗净化系数（DF）计算值与实验结果的符合程度合理,模型有效性得到初步验证;DF随气溶胶粒径、蒸汽份额以及淹没深度的增大而增大,可溶性气溶胶颗粒增大将显著提高DF。     

低流速排放下气溶胶水洗模型

在发生核电厂严重事故时,乏池水洗作为放射性气溶胶去除的手段之一,应用于先进非能动压水堆中。为评估气溶胶水洗效果,本文建立了蒸汽冷凝、惯性碰撞、重力沉降、离心沉积和布朗扩散等典型气溶胶去除机制模型,同时考虑了可溶性气溶胶颗粒增大现象,采用FORTRAN语言实现了气溶胶水洗效果分析程序。通过构建LACE-Espana实验装置分析模型,模拟了3种典型低流速工况,并开展了气溶胶粒径、蒸汽份额以及淹没深度等关键因素的影响分析。结果表明:水洗净化系数(DF)计算值与实验结果的符合程度合理,模型有效性得到初步验证;DF随气溶胶粒径、蒸汽份额以及淹没深度的增大而增大,可溶性气溶胶颗粒增大将显著提高DF。     

小冷凝速率下亚微米气溶胶自然沉积实验研究

为了研究小型反应堆在事故后亚微米气溶胶自然沉积行为,自主搭建了实验平台并开展了小冷凝速率下的相关实验。研究中发现蒸汽份额的提升对气溶胶基础的重力沉降过程存在促进作用,压力提升存在抑制作用;泳动去除机制的贡献占比随着蒸汽冷凝速率的提升而增加;冷凝速率较小时,热泳沉积机制在泳动去除机制中的占比可忽略不计;扩散泳S/W模型的适用性提高至385 K,当蒸汽密度和压力再增加时,实验所得亚微米气溶胶的扩散泳沉降速率高于S/W模型预测结果,根据蒸汽冷凝相关理论提出了修正系数。吸湿性气溶胶更容易在蒸汽冷凝条件下被扩散蒸汽夹带去除,3种扩散泳计算模型均无法准确预测吸湿性气溶胶的沉降过程。     

严重事故下水蒸气凝结对气溶胶扩散泳影响研究

基于模拟AP系列非能动安全壳冷却的气溶胶迁移机理试验平台,开展了在干燥及潮湿气氛下的气溶胶沉积试验。结果表明:在潮湿气氛下,气空间内气溶胶浓度会由于扩散泳沉积作用而衰减得更快,且水蒸气的凝结质量流量越大,气溶胶浓度衰减越快。证实了非能动安全壳冷却设计能够通过提高扩散泳沉积作用而强化气空间的气溶胶衰减。利用该特点,可针对性地采取措施增强水蒸气凝结,强化气溶胶扩散泳作用,提高安全壳内的放射性去除效果。     

微流体惯性撞击器气溶胶过滤行为研究

微流体惯性撞击器可作为安全壳过滤排放系统的第一级过滤装置，实现严重事故后安全壳快速泄压并对壳内放射性气溶胶进行初效过滤。为了探究惯性撞击器内气溶胶的过滤行为，开展可视化实验对气溶胶在惯性撞击器内的沉积分布进行研究。研究表明，可视化实验能反映撞击器内气流流向及气溶胶运动轨迹。气溶胶在过滤单元处的沉积位置主要集中在过滤单元的上表面及微流道的内壁面，过滤效率可达60%以上。同时，由于撞击器通道表面特性随气溶胶的沉积而改变，容尘条件下的气溶胶过滤效率逐渐增加。而当惯性撞击器内载气流速大于临界值时，过滤效率会因气溶胶的再悬浮而降低。     

放射性气溶胶测量腔室内颗粒输运沉积模拟研究

核设施运行过程中,需要对放射性气溶胶进行连续监测,以保护工作人员的辐射安全。本文利用流体力学仿真软件Fluent,以放射性气溶胶监测仪的测量腔室作为研究对象,采用离散相模型(Discrete Phase Model, DPM)对其内的气溶胶粒子进行输运沉积模拟与分析。结果表明:气溶胶颗粒输运沉积受到粒子尺寸、流速及流动空间等影响。一定范围内,颗粒的流速越大、尺寸越小,则在测量腔室内透过率越高,即到达腔室出口测量滤膜上被探测到的气溶胶粒子数目越多。当气溶胶粒径在1~2μm,入口流速为1.85~3.18 m·s-1时,颗粒穿透率在80%~60%。模拟结果可为后续相关放射性气溶胶颗粒输运沉积、处理、探测效率等提供参考。     

严重事故下气载放射性排放控制研究

为评价"华龙一号"核电厂严重事故下气载放射性排放控制措施的有效性和先进性,开展了"华龙一号"严重事故下气载放射性排放控制研究。首先,介绍了核电厂中放射性物质的产生及放射性物质向环境释放的4个途径。其次,阐述了放射性物质的主要去除机制,包括自然沉积、池式洗涤、过滤和喷淋等,以及各去除机制所涉及的气溶胶行为如气溶胶凝聚、气溶胶沉积和吸湿效应、碘化学反应等,和各去除机制所应用的设备或系统。然后,梳理了"华龙一号"在严重事故工况下所采用的几种放射性释放控制和管理措施,包括双层安全壳与环形空间通风系统、安全壳喷淋系统、安全壳过滤排放系统和严重事故管理导则中针对安全壳旁通释放的管理策略,并对不同措施控制放射性释放的效果进行计算分析。计算结果显示采用相关放射性释放控制措施比未采用时向环境的放射性物质释放能够降低1～3个数量级,说明"华龙一号"的设计及严重事故管理措施,能够有效减少事故下的放射性后果,从而减少气载放射性排放对公众和环境的影响。     

负载型多分散气溶胶在管道内的传输规律

放射性气溶胶的传输一直是倍受关注的环境问题。为研究放射性气溶胶在管道内的传输规律,首先自制了能够产生稳定的、多分散气溶胶的发生器。主要考察了稀释气流速（5~25 L/min）、气溶胶颗粒粒径（多分散体系）及固体颗粒密度（土壤、石英砂）对气溶胶在管道内传输的影响。即考察了粒径多分散的石英砂、土壤颗粒形成的气溶胶及表面负载Ag的石英砂颗粒模拟负载型放射性气溶胶,在不同稀释气流速作用下进入管道内的传输,针对每一节管道内的沉积物进行收集分析,从而得到气溶胶在管道内的传输及沉降规律。研究结果表明：密闭管道内,在一定流速范围内,沉积物最高频度粒径随着管道距离的增长而先增大后减小;小粒径的颗粒在传输过程中自重沉降,且由于布朗运动吸附在大粒径颗粒物表面加速其沉降速率,即减小了其在管道内的传输距离;表面负载Ag的石英砂颗粒形成的气溶胶随着稀释气吹扫导致Ag和石英砂颗粒之间有不同程度的分凝,气流速率越大,分凝现象越明显。     

大型先进压水堆IVR策略评估和裂变产物分布计算

大型先进压水堆通过堆内熔融物滞留(IVR)策略来缓解严重事故后果以降低安全壳失效风险。其中堆腔注水系统(CIS)被引入来实现IVR。本文使用严重事故分析软件计算大型先进压水堆在冷管段双端断裂事故下的事故进程、热工水力行为、堆芯退化过程和下封头熔融池传热行为,评估能动CIS的事故缓解能力。计算结果表明,事故后72 h,下封头外表面热流密度始终低于临界热流密度(CHF),表明IVR策略有效。此外,计算分析了惰性气体、非挥发性和挥发性裂变产物的释放和迁移行为。计算发现,IVR下更多的放射性裂变产物分布在主系统内,壁面核素再悬浮形成气溶胶的行为被消除,安全壳壁面上沉积的核素被大量冷凝水冲刷进入底部水池。总体来说,IVR策略能更好地管理放射性核素分布,减小放射性泄漏威胁。     

压水堆严重事故下裂变产物迁移与释放研究

严重事故情况下大量放射性裂变产物释放到环境中,直接对人体造成危害。本文采用MELCOR程序,研究了DVI管小破口始发严重事故下,Cs I在一回路系统和安全壳中的存在形态,以及Cs I和惰性气体向安全壳、环境的迁移和释放行为。结果表明:Cs I主要以气溶胶形式释放出来,滞留在一回路系统中的Cs I几乎全部沉积在热构件上,约70%的Cs I以气溶胶的形式迁移到安全壳中,并不断沉积在安全壳热构件或溶于水中,极少量释放到环境中。事故后绝大部分惰性气体迁移到安全壳中,只有少部分滞留在反应堆其他系统中,在安全壳正常泄漏率下,释放到环境的惰性气体质量很少,仅为0.11%。     

负载型多分散气溶胶在管道内的传输规律研究

正放射性气溶胶向环境的释放一直是备受关注的问题。为研究放射性气溶胶在管道内的传输及沉降规律,首先搭建了能产生稳定、多分散气溶胶的发生器,该发生器由料斗、推送绞龙、气仓、通气装置、控制电机、传输管道等组成。本文以稀释气流速(5～25L/min)、气溶胶颗粒粒径(多分散体系)及固体颗粒密度(土壤、石英砂)为主要影响因     

用于放射性纳米气溶胶模拟的准单分散气溶胶发生器的研制

放射性纳米气溶胶特性行为及过滤研究一直是辐射防护关注的内容,但目前缺乏单分散纳米气溶胶发生器和高灵敏的气溶胶在线检测器。为模拟示踪放射性气溶胶纳米粒子,并适合用质谱仪进行在线检测分析,本文采用蒸发-冷凝原理研制出一种纳米气溶胶发生器,能够利用含低熔点物质(如氯化钠和硝酸银)的溶液,输出准单分散、较高数浓度的纳米气溶胶。用标定后的扫描迁移率粒子谱仪对发生器进行性能测试,结果表明:输出纳米气溶胶的粒度分布符合对数正态分布,在建议工况下,输出粒子的峰位粒径约30 nm,几何标准偏差约1.3,数浓度达106cm-3,数浓度波动小于10%。发生器成本低、性能可靠、使用灵活,能够满足放射性气溶胶特性模拟和过滤净化技术研究等需求。     

大型先进压水堆IVR策略评估和裂变产物分布计算

大型先进压水堆通过堆内熔融物滞留（IVR）策略来缓解严重事故后果以降低安全壳失效风险。其中堆腔注水系统（CIS）被引入来实现IVR。本文使用严重事故分析软件计算大型先进压水堆在冷管段双端断裂事故下的事故进程、热工水力行为、堆芯退化过程和下封头熔融池传热行为,评估能动CIS的事故缓解能力。计算结果表明,事故后72 h,下封头外表面热流密度始终低于临界热流密度（CHF）,表明IVR策略有效。此外,计算分析了惰性气体、非挥发性和挥发性裂变产物的释放和迁移行为。计算发现,IVR下更多的放射性裂变产物分布在主系统内,壁面核素再悬浮形成气溶胶的行为被消除,安全壳壁面上沉积的核素被大量冷凝水冲刷进入底部水池。总体来说,IVR策略能更好地管理放射性核素分布,减小放射性泄漏威胁。     

用于测量放射性气溶胶β射线的Phoswich探测器的蒙特卡罗模拟

描述了用于β放射性气溶胶放射性活度测量的Phoswich探测器的蒙特卡罗模拟.Phoswich探测器由塑料闪烁体和BGO无机闪烁体组成,应用Geant4蒙特卡罗程序,对不同入射粒子在塑料闪烁体和BGO内的能量沉积与衰减特性进行了数值模拟计算,去除α射线和γ光子的影响后,得到能用于放射性气溶胶的β放射性活度测量的Phos...     

反应堆安全壳高精度气溶胶自然沉积模型的开发及验证

在压水堆严重事故过程中,气溶胶作为裂变产物的主要载体在安全壳内悬浮,有泄漏到外部环境中造成放射性污染的潜在威胁。安全壳气相悬浮的气溶胶会通过自然沉积机理沉降到壁面或地坑水,降低大气放射性。针对ISAA程序气溶胶模型精度不足的问题,改进安全壳气溶胶自然沉积模型。通过引入气溶胶动态形状因子,修正非球形气溶胶自然沉积速率,改进了重力沉积、布朗扩散、热泳和扩散泳沉积模型。选取AHMED(Aerosol and Heat Transfer Measurement Device)、ABCOVE(Aerosol Behavior Code Validation and Evaluation)和LACE(Light Water Reactor Aerosoal Containment Experiments)实验对改进代码进行评估。结果表明：改进模型能够更加精确模拟气溶胶质量峰值,响应安全壳压力温度对气溶胶自然沉积速率的影响,显著地提高了安全壳气溶胶残留质量的计算精度。改进后ISAA程序性能可以满足分析先进压水堆严重事故安全壳内气溶胶自然沉积行为的需要。