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。     

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。     

高温气冷堆放射性总量计算程序研发与验证

堆芯放射性总量计算是核电站辐射防护设计、屏蔽计算和环境影响评价的基础。为进一步提高高温气冷堆堆芯放射性总量计算分析能力,自主研发了高温气冷堆堆芯源项计算程序NUIT,计算了HTR-10和HTR-PM堆芯内特定燃耗的燃料元件的放射性,并与KORIGEN程序的计算结果进行了对比。计算结果表明,NUIT程序可用于高温气冷堆堆芯放射性总量计算,并具有较好的计算精度和效率。     

基于AP1000型反应堆嬗变~(237)Np制备~(238)Pu研究

核电站卸载的乏燃料中含有大量放射性核素,这些放射性核素主要包括长寿命裂变产物和次锕系核素,为了消除这些核素的放射性,国际上认为分离-嬗变技术是最有效的方法。次锕系核素中,镎(Np)的含量最高且半衰期长,同时镎是制备238 Pu的主要原料。因此,本文以AP1000型反应堆(以下简称AP1000)作为嬗变堆,研究了堆芯中布置镎的方案,并利用MCNP程序搭建模型进行计算,设计出在首循环堆芯中添加嬗变材料的方案。然后利用燃耗软件SCALE计算了堆芯中添加NpO_2后,经过500天辐照后,堆芯中~(238)Pu生成量为3540克,约为无~(237)Np添加时生成~(238)Pu的253倍。因此,该研究一定程度上可以为我国压水堆嬗变除~(237)Np,同时生产~(238)Pu的技术发展提供研究思路。     

福岛第一核电厂事故源项估算及方法比较

本文参考日本福岛第一核电厂的部分资料,利用美国核管会发布的《轻水堆核电厂事故源项》（NUREG-1465）以及国际原子能机构发布的《为轻水堆设计估算参考源项所提供的简化方法》（IAEA-TECDOC-1127）两份技术文件中的假设条件,分别计算出事故后由堆芯释放到安全壳内的放射性源项。同时通过对堆芯积存量、抑压水池净化...     

AP1000核电站~(106)Ru正常运行源项研究

AP1000核电站一回路中~(106)Ru的现实源项远远高于其设计源项,其一回路活度浓度与131I相当,既从理论计算分析不可信,又与电厂实际测量数据不符。一回路~(106)Ru活度浓度过高,使得电厂液态流出物中106Ru及其子体~(106)Rh占到除氚和碳-14外放射性年排放量预期值的一半以上,严重背离电厂运行经验,而且对AP1000电厂流出物监测、环境监测和环境影响评价造成了误导。本文分析了ANSI/ANS-18.1中现实源项计算方法存在的问题,研究提出了从一回路主要核素活度浓度出发计算~(106)Ru现实源项的方法,其计算结果与M310/CPR1000、VVER-1000等国内压水堆电厂的现实源项基本一致,能客观反映压水堆电厂~(106)Ru源项,可供国内AP1000核电厂源项计算时参考。     

AP1000 SGTR始发安全壳旁路型严重事故裂变产物行为分析

建立非能动先进堆AP1000的事故分析模型,选取蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)始发的安全壳旁路型严重事故,在研究事故进程的基础上,分析计算事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物的分布,以及裂变产物在主系统和环境中的状态,最终计算释入环境的源项.     

IAE-0025切尔诺贝利核电站事故释放量及其对中国公众造成放射学后果的初步估计

本文用三种方法估算了Chernobyl核电站RBMK-1000堆的事故释放量:1.与Windscare 反应堆的类比推算;2.按堆芯贮量估算;3.按波兰、芬兰等国的测量结果推算。估算结果:~(131)I释放量为(0.1～1.5)EBq,约占其堆芯贮量的4%～50%,~(103)Ru的释放量与~(137)Cs的相近,均约为~(131)I释放量的5%～10%;较易挥发核素~(99)Mo、~(103)Ru、~(132)Te、~(137)Cs的总释放量约为0.4EBq;其它难挥发核素的释放量约为0.2EBq;惰性气体及其它裂变产物的释放量约为10EBq,总释放量约为20EBq,占堆芯贮量的8%。放射性云团于5月初掠过我国,大气中~(131)I总量约为1.6PBq ~(137)Cs约为0.3PBq;;~(103)Ru约为0.2BPq。在国境内的沉积量:~(131)I约为3PBq,~(137)Cs约为0.1PBq,~(103)Ru约为0.3BPq。关键居民组个人所受有效剂量当负担约为60μSv,群体有效剂量当量负担为1×10~4·人·Sv。     

AP1000小破口失水始发严重事故的源项研究

建立AP1000的事故分析模型,选取小破口失水始发的严重事故,在研究事故进程的基础上,分析计算事故下裂变产物释放和迁移的特性,重点关注惰性气体、挥发性裂变产物和非挥发性裂变产物在核电厂的分布,并选择破口位置、破口尺寸和安全壳泄漏率进行源项敏感性分析.本文分析结果可为严重事故管理和厂外放射性后果评价提供支持.     

基于ORIGEN2的西安脉冲堆堆芯核素存量自动跟踪程序

针对反应堆事故源项研究中功率运行史统计繁冗的难题,以西安脉冲堆为对象,建立了脉冲堆功率参数计算数学模型,开发了基于ORIGEN2程序的堆芯核素存量自动跟踪功能示范程序ORBITER,并进行了验证。结果表明,堆芯核素存量跟踪迭代算法技术路径是可行,计算精度可接受。在基准算例66.5 MW·d/tU的燃耗深度下,与ORIGEN2传统算法比较,三个典型核素中⁸⁵Kr偏差最大,其值为2.00%,偏差主要来自于算法对辐照/衰变过程的微分化处理。堆芯核素存量跟踪迭代算法借助计算机自动化技术自动跟踪反应堆功率运行史,实时输出堆芯内核素存量,不仅显著降低了人工统计所需的时间和体力成本,也大幅提高了源项数据获取时效性。     

AP1000正常运行工况气液态放射性流出物释放量研究

压水堆核电站正常运行工况气液态放射性流出物作为环境影响评价的重要内容,在核电站设计中具有非常重要的意义。通过对AP1000核电站正常运行工况气液态流出物的计算方法和释放途径的研究,并结合AP1000三废系统设计特点,建立了基于PWR-GALE程序的AP1000核电站正常运行工况气液态流出物释放量的计算模型。根据建立的模型,采用AP1000核电机组的设计参数,计算了AP1000核电站正常运行工况气液态流出物放射性年释放量预期值,并将计算结果与GB 6249—2011中的控制值进行了对比,同时对AP1000考虑预期运行事件调整因子的使用做了说明,为AP1000核电站环境影响评价提供了参考。     

AP1000非能动安全系统初步应用研究

对于堆芯失去冷却能力和安全壳升温升压事故，AP1000非能动安全系统在设计上仅凭重力和气体压力等非能动源来实现缓解各种事故功能。本报告介绍了AP1000非能动安全系统各分系统和子系统的设计以及相关特点。在此基础上，对将AP1000非能动安全系统应用于环路式先进堆进行了初步探讨和研究。     

切尔诺贝利核电站事故释放量及其对中国公众造成放射学后果的初步估计

本文用三种方法估算了Chernobyl核电站RBMK-1000堆的事故释放量:1.与Windsccie反应堆的类比推算;2.按堆芯贮量估算;3.按波兰、芬兰等国的测量结果推算。估算结果:~(131)I释放量为(0.1～1.5)EBq,约占其堆芯贮量的4％～50％,~(103)Ru的释放量与~(137)Cs的相近,均约为~(131)I释放量的5％～10％;较易浑发核素~(99)Mo、~(103)Ru、~(132)Te、~(137)Cs的总释放量约为0.4EBq;其它难挥发核素的释放量约为0.2EBq;惰性气体及其它裂变产物的释放量约为10EBq,总释放量约为20EBq,占堆芯贮量的8％。放射性云团于5月初掠过我国,大气中~(131)I总量约为1.6PBq~(137)Cs约为0.3PBq;~(103)Ru约为0.2PBq。在国境内的沉积量:~(131)I约为3PBq,~(137)Cs约为0.1PBq,~(103)Ru约为0.3PBq。关键居民组个人所受有效剂量当量负担约为60μSv,群体有效剂量当量负担为1×10~4·人·Sv。     

SCDAP/Relap5 3.2程序分层夹带模型敏感性分析

在AP1000中,连接堆芯补水箱和冷腿间的压力平衡管线中的气泡份额决定了堆芯补水箱的注入量,其中,气泡源自冷腿中的分层夹带。为研究AP1000核电站中气-液分层夹带现象对堆芯非能动余热排出系统的整体特性的影响,本文以Relap5/Mod3.2作为计算平台,建立了AP1000小破口失水事故模型并进行了数值计算,对比了采用与不采用水平分层夹带模型的计算结果,发现该模型对事故发展有重要的影响。     

轻水堆核电站堆芯熔化分析

本文阐述了开展轻水堆核电站堆芯熔化事故分析的必要性,介绍了堆芯熔化事故计算程序MARCH,并针对轻水堆核电站三种不同工况利用 MARCH 程序进行了计算,结合计算结果讨论了堆芯熔化事故的物理过程。     

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。     

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。     

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。     

压水堆核电厂选址假想事故初步研究

简要介绍了核电厂选址假想事故的发展过程,比较了基于RG 1.183和RG 1.195选址假想事故源项的计算假设,结合AP1000和CPR1000两种堆型计算了选址假想事故源项,同时结合某核电厂址计算了对公众造成的辐射影响。计算结果表明:1)参照RG 1.183计算假设,AP1000和CPR1000核电厂公众受照剂量最大的两小时分别为事故后1.25~3.25 h和0.7~2.7 h;2)无论参考RG 1.183还是RG1.195计算假设,CPR1000对公众造成的辐射后果要小于AP1000;3)无论是AP1000还是CPR1000,参照RG 1.183比RG 1.195计算得出的选址假想事故源项对公众造成的辐射后果均较小。     

核电厂严重事故工况下放射性废液滞留包容原则和措施

福岛核事故后,严重事故废液的安全问题受到广泛关注。本文基于放射性废液的可控制性,研究确定了事故废液在核电厂内滞留和包容,不向环境排放的原则,并提出了AP1000以及国产自主化三代堆严重事故工况下放射性废液源项以及事故废液滞留和包容的措施,确保严重事故工况下环境安全特别是周边水资源安全。