乏燃料事故源项估算方法研究

福岛事故之后乏燃料的安全问题受到广泛关注。本文介绍一自主开发的应急辅助决策软件STEM中的乏燃料事故源项估算模块。利用美国核管理委员会(NRC)开发的核电事故后果分析软件RASCAL 4.2与STEM分别对假定事故情景进行计算,结果验证了STEM的正确性。STEM乏燃料事故源项估算模块可为核电厂的乏燃料事故后果评价提供参考。     

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。     

智能化事故源项估算程序研制

为解决目前事故源项估算程序存在的只能估算某一单一事故、只能给出特定释放途径估算结果、需烦琐的预处理和专门的输入卡片等问题,开发一套依据事故序列和质能释放,模拟任意或叠加事故发生后任意包容体内放射性核素活度及向相连包容体活度释放率随事故进展变化的智能化事故源项估算(BP-ASTE)程序。以蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故为例,描述BP-ASTE程序的构建与实现。     

秦山核电二期工程事故源项分析

针对核电厂可能发生的设计基准事故,分析了事故发生后放射性物质的产生、迁移和释放途径,从而得出放射性物质向环境中的释放量,用于剂量后果计算.文中介绍了秦山核电二期工程事故源项分析的范围、假设、方法以及所采用的程序,并对事故源项分析的结果进行了讨论.     

后处理设施放射性液体贮罐泄漏事故环境释放源项估算

放射性液体泄漏事故是后处理设施典型的事故,泄漏事故通常发生在设备室。高放废液贮槽泄漏后气载放射性核素生成包括两个过程:一是在泄漏放射性液体的过程中惰性气体从溶液中释放,以及与空气、地板相互作用产生的气溶胶;二是泄漏后的蒸发过程(包括冲洗前稀释前和稀释后)。气溶胶在设备室内生成后会发生沉积,同时随着设备室排风系统,经过滤后向环境排放。本文给出了一种放射性溶液贮槽泄漏事故源项估算方法,实现了事故泄漏质量、泄漏活度、设备室气载放射性活度浓度及积分浓度、环境释放源项估算,为事故应急决策和响应行动提供数据支持。     

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...     

典型事故下船用堆燃料元件包壳破损份额及源项计算研究

为准确划分应急等级,本文采用最佳估算模型,以源项计算耦合热工水力分析、堆芯物理分析程序对船用堆典型事故——大破口失水事故进行仿真,首先根据relap5/mod3.2程序计算出事故后临界管元件包壳峰值温度,同时找到包壳破损对应的临界功率因子;然后运用堆芯物理粗网格节块程序结合高阶多项式重构方法对所有组件进行精细功率重构,...     

CARR事故放射性源项分析

采用ORIGEN2程序对CARR核功率为60 MW、运行50 d计算得到堆芯放射性核素的贮量,建立事故情况下放射性核素从燃料芯块向环境释放的数学模型,并根据CARR初步事故分析的结果,对CARR可能导致在发生事故时向外界释放放射性的5种事故工况:小破口失水事故、换热器传热板     

乏燃料后处理厂有机相燃烧事故研究进展

核能的广泛利用伴随着乏燃料的产生和累积,乏燃料后处理技术将乏燃料再循环利用受到重要推崇,但乏燃料后处理设施的安全是发展后处理技术的重要前提,后处理中的有机相着火事故作为后处理的设计基准事故之一,得到了国内外的重要关注。为分析后处理厂在有机相着火事故中,有机相的燃烧行为、放射性气溶胶的扩散和沉积、高效过滤器的性能等,美国、日本等国分别建立了实验设施并进行了有机相燃烧的实验研究。本文综合评述了国内外关于后处理厂有机相着火事故的试验技术方法和研究结果,提出了当前研究存在的问题以及未来有待进一步研究的方向。     

中国先进研究堆事故源项分析

研究建立了中国先进研究堆（CARR）在事故工况下放射性核素从燃料芯块向环境释放的数学模型。根据CARR初步事故分析结果，对可能导致放射性向外界释放的5种事故工况（小破口失水事故、换热器传热板破裂事故、重水回路管道破裂事故、燃料操作事故、冷却剂流道堵塞事故）以及假想的3盒组件燃料板熔化超设计基准事故进行了源项分析，分别给出了不同事故和释放途径下释放到环境的放射性核素的量，以防止事故情况下公众和环境遭受过量放射性损伤。     

ACP100事故源项与应急计划区划分方法探讨

介绍并分析了ACP100设计的独特性对事故源项和应急计划区产生的影响,比较了可选择源项、机理源项和混合源项的适用性,给出了制定ACP100混合源项与应急计划区划分方法的建议。     

乏燃料后处理厂核材料衡算与控制国际经验及关键技术启示

本文系统地调研和分析了国内乏燃料后处理厂核材料管制现状,国外商业乏燃料后处理厂核材料衡算与控制措施的实施经验和采用的关键技术,包括典型商业乏燃料后处理厂物料平衡区和实物盘存关键测量点的设置、核材料衡算与控制措施的总体设计要求、近实时衡算的概念等。根据调研结果和分析,针对我国核材料管制的现状,提出了我国在商业乏燃料后处理厂核材料管制技术准备工作的几点初步建议。     

乏燃料后处理厂退役用远距离操作技术探索

随着我国大型遗留核燃料后处理设施退役治理工作的按序推进,现已进入退役关键阶段,为使其中强放射性区域安全、顺利实施退役,研究、摸索和掌握远距离操作应用技术,良好的退役设计与策划,是推进退役事业、使之具备工作条件和能力的先决条件。由于我国尚未建立乏燃料后处理厂退役用远距离操作的相关标准体系,本文首次依据对我国遗留后处理厂现状特点,深入剖析典型退役难点,并参照国外同类型工程远距离操作经验提出了退役用远距离操作的总体设计要求,可以作为设计远距离操作技术决策的重要依据。     

核电厂核事故应急演习新模式的实践

研究核事故应急演习监督评估的现状及存在问题,探索并首次实践了一种"无预先通知、无演习脚本、无专门准备、多重突发事件叠加"的核事故综合应急演习监督评估模式,分析了这种模式的良好实践,并讨论了后续深入开展相关工作的方法。     

Quantities of I-131 and Cs-137 in accumulated water in the basements of reactor buildings in process of core cooling at Fukushima Daiichi nuclear power plants accident and its influence on late phase source terms

During the process of core cooling at Fukushima Daiichi nuclear power plants accident, large amount of contaminated water was accumulated in the basements of the reactor buildings at Units 1–4. The present study estimated the quantities of I-131 and Cs-137 in the water as of late March based on the press-opened data. The estimated ratios of I-131 and Cs-137 quantities to the core inventories are 0.51%, 0.85% at Unit 1, 74%, 38% at Unit 2 and 26%, 18% at Unit 3, respectively. According to the Henry's law, certain fraction of iodine in water could be released to atmosphere due to gas–liquid partition and contribute to increase in the release to environment. A lot of evaluations for I-131 release have been performed so far by the MELCOR calculation or the SPEEDI reverse estimation. The SPEEDI reverse predicted significant release until 26 March, while no prediction in MELCOR after 17 March. The present study showed that iodine release from accumulated water may explain the release between 17 and 26 March. This strongly suggests a need for improvement of current MELCOR approach which treats the release only from containment breaks for several days after the core melt.     

模型库技术在核化事故危害预测中的应用研究

针对核化事故危害预测模型多环节、多模型、模型间具有继承性的特点,以核化事故中放射性物质及有害化学品大气扩散模型为重点,应用面向对象方法建立模型基本体系,并在此基础上论述了基于决策支持的核化事故危害预测模型库系统的设计和实现技术。     

核电厂一回路源项和排放源项框架体系研究

我国核电机组堆型众多,来源广泛,这些引进堆型的源项在我国应用中还存在一些问题。源项设计是否合理,直接影响到排放源项的准确性和环境影响评价源项的合理性。本文通过分析不同堆型源项在我国应用中存在的问题,研究如何构建我国核电厂通用的一回路源项和排放源项框架体系,为解决国内核电厂源项计算中长期存在的问题,也为我国华龙一号和CAP1400堆型的源项计算提供技术基础。