日本福岛第一核电站事故源项及后果评价

根据已有的日本福岛第一核电站相关资料,利用美国核管理委员会《轻水堆核电厂事故源项》中的假设条件,计算出事故后安全壳内的放射性源项,综合考虑各种不确定性因素,得出较为保守的环境释放源项。采用美国核管理委员会RG 1.4中大气扩散模式的假设计算大气弥散因子,并应用ICRP 71号出版物F、GR 12号报告等资料中的剂量计算...     

基于AST方法的AP1000失水事故放射性后果评价

本文系统地阐述了可替代源项(AST)进行AP1000失水事故剂量分析的基本方法,介绍了可能的放射源、安全壳内去除机制及放射性物质环境释放途径。为了评估失水事故造成的放射性性后果,针对国内某AP1000滨海厂址实际特征,计算了主控制室工作人员有效剂量、非居住区边界及规划限制区外边界公众剂量,剂量结果分别满足HAD 002/01-2010及GB6249-2011限值要求。同时,通过对关键参数的敏感性分析,进一步确定了对剂量起主导作用的核素组,并且研究了个体年龄及运动状态对其所接受剂量后果的影响。     

双层安全壳压水堆LOCA事故的放射性后果分析审查

压水堆冷却剂丧失设计事故后果分析主要涉及释放源项、大气弥散和场外辐射后果三个方面。针对具有双层安全壳的压水堆冷却剂丧失设计基准事故,简述了放射性后果分析方法,计算了场外放射性后果,并对放射性后果审查中应当注意的几个问题进行讨论：（1）事故源项。通常可分别考虑为释放到内层安全壳的源项,以及释放到环境的源项。前者主要取决于堆芯裂变产物的积存量,后者不仅与释放到内层安全壳的裂变产物有关,而且与自然的和工程的清除过程以及外层安全壳的缓解作用密切相关。（2）大气弥散因子的计算。根据环境资料的获取情况,可以按照NRCR．G．1．4给出的确定论方法进行保守的估计,也可以按照NRCR．G．1．145描述的概率论方法进行估算。（3）场外放射性后果。主要考虑隔离区边界和低人口区外边界的个人剂量,包括全身剂量和甲状腺剂量。     

利用可选择源项分析大破口失水事故的放射性后果

阐述了应用可选择源项分析设计基准事故放射性后果的基本方法,并以900MW核电厂为研究对象,利用一体化安全分析程序分析大破口失水事故的放射性后果,包括主控室、非居住区边界和低人口密度区外边界的剂量计算,并与美国核管会(NRC)管理导则1.183中的剂量准则相比较,结果均在可接受值之内。     

利用可选择源项分析SGTR事故放射性后果的研究

介绍了可选择源项的基本假设和剂量计算的基本方法,采用一体化核电厂安全分析程序以及美国NRC RG 1.183中定义的放射性源项和方法,评估了900 MW级核电厂发生蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故后的放射性后果,并计算了主控室、非居住区边界和低人口密度区外边界的剂量值。将计算结果与剂量准则进行比较,其结果完全在可接受的范围内。     

华龙一号蒸汽发生器传热管6 mm破口事故放射性后果分析

当蒸汽发生器传热管发生6 mm的小破口时,在控制系统的作用下,一、二回路热工水力参数将不会触发热工保护信号.在瞬态过程中,带放射性的一回路冷却剂通过破口进入二回路系统,导致二回路放射性水平升高,触发二回路放射性高报警系统,操纵员根据放射性报警信号采取相应的缓解手段,将机组后撤到安全停堆状态.本文采用CATHARE程序开...     

极端事故下西安脉冲堆放射性后果分析

本文将地震作为初因事件,以严重事故中极少发生的全部燃料元件破损作为西安脉冲堆(XAPR)的包络性事故,使用ORIGEN2软件计算了XAPR燃耗末期气态裂变产物的放射性活度,并以保守的释放模型计算释放源项;采用STOERNEU软件计算分析了该事故下的场外放射性后果。结果表明,在极端的全部燃料元件破损事故下,在事故发生后0～8h时段释放的最大总放射性源项为4.50×1012Bq,场区100m边界处的公众最大个人有效剂量为5.47mSv,公众最大个人甲状腺当量剂量为129.74mSv,远低于国家标准(GB6249)中规定的重大事故剂量参考水平,略低于需要在场外采取隐蔽措施的通用干预水平。本文结果可以作为安全分析报告中后果分析的补充。     

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     

LOCA源项与放射性后果计算影响因素分析

建立了冷却剂丧失事故（LOCA）源项与剂量分析模型,研究堆芯持续释放时间、喷淋作用、母核衰变对LOCA源项及放射性后果的影响。结果表明：堆芯瞬时释放情况下,释放到环境中的累积活度高于持续释放,尤其是短半衰期核素差异显著,如¹³⁵Xe^m和¹³⁸Xe。事故前期,喷淋对^131~135I影响显著,碘向环境的释放量及剂量随喷淋去除常数的减小而增大。母核衰变对剂量结果影响很小。各种情况下,非居住区边界和规划限制区外边界剂量均满足接受准则的要求。考虑喷淋时效且堆芯释放按照时间无关过程（瞬时释放）来估计事故源项与辐射剂量具有保守性。     

船用核动力装置小破口失水事故放射性后果分析

建立了小破口失水事故下热工水力分析与放射性源项计算耦合模型,利用研发的反应堆源项放射性计算软件(Nuclear source radioactive compute,NSRC),分别就不同破口尺寸的堆舱放射性泄漏进行了分析和研究,进一步研究了小破口失水事故,冷端安注和热端安注对堆舱放射性影响.结果表明:破口尺寸大小、安全注射位置及破口隔离时间直接影响堆舱放射性泄漏大小.本工作的分析结果为小型船用堆在小破口设计基准事故下,放射性污染后果分析及事故处置提供了依据.     

核电厂事故核素扩散有效剂量影响因子模拟研究

介绍了核电厂事故后果评价影响因素模拟分析方法,以某内陆核电厂址为研究对象,应用核电厂事故后果计算程序模拟了不同扩散参数和源项变化情景下核电厂事故短期大气弥散因子和有效剂量对其响应特征。结果表明,水平扩散参数情景下短期大气弥散因子的最大值发生频率相对于垂直扩散参数情景较低,有效剂量最大值发生频率源项情景远高于扩散参数情景,有效剂量对扩散参数的响应程度要比对源项变化的响应程度要高。多种因子对核电厂核素大气扩散特征的综合效应还需进一步研究。     

核事故情况下撤离措施的概率风险研究

以概率风险评价的方法,研究了在发生核事故的情况下,撤离措施的必要性及其规模范围对放射性释放源项和剂量干预水平的依赖关系,并研究了在目前轻水堆核电站的事故释放源项下,惰性气体放射性核素释放对撤离措施的决策可能产生的影响。     

秦山核电厂全厂断电事故厂外后果分析

采用MELCOR和MACCS程序对秦山核电厂全厂断电事故的源项和厂外后果进行了计算。该事故会引起厂外群体受到较大剂量的放射性照射,但剂量不足以引发早期确定性健康效应。并对可能采取的应急防护行动进行评估,确定最佳防护措施为：安全壳泄漏阶段实施隐蔽;若安全壳超压失效无法避免,应急计划区内应立即实施撤离。     

核电厂大破口失水事故始发严重事故的源项研究

本工作以900MW核电厂为研究对象,利用一体化安全分析程序研究大破口失水事故始发严重事故下惰性气体类、挥发类和非挥发类裂变产物释放、迁移特性及分布状况,在此基础上,计算释入环境的源项。结果表明,几乎所有的惰性气体类放射性核素均释入环境,挥发类放射性核素释入环境的份额为10-3数量级,非挥发类放射性核素释入环境的份额为10-6～10-8数量级。计算所得源项可应用于厂外后果评价。     

小型动力堆大破口事故下安全壳内气载放射性物质浓度计算

事故是压水堆固有属性之一,在众多导致核事故的初因事件中,大破口事故现象复杂,后果特别严重。基于此,本文以小型动力堆为研究对象,针对最重要的设计基准事故——大破口事故,计算了50、150、320满功率燃耗天冷端安注、双端安注条件下安全壳内放射性源项,并将部分计算结果与安全分析报告计算结果进行了对比。结果表明：假设合理、结果正确,对于保障反应堆运行安全、及时采取合理应急措施,意义重大。