共查询到20条相似文献,搜索用时 11 毫秒
1.
本文介绍一个自行编制的用于计算压水堆核电站在常规运行工况下气载放射性物质向环境释放量的计算机程序MGALES。采用ORIGEN2程序,根据燃料元件的成份和燃耗情况计算堆芯的放射性核素谱;用放射性物质经堆芯向一回路迁移的逃脱率系数计算一回路冷却剂中的放射性核素浓度;再考虑核电站实际运行过程中一、二回路冷却剂的泄漏以及通风、除气等过程,计算其正常运行工况下气载放射性物质向环境的释放量。 相似文献
2.
在AP1000核电厂的某些严重事故情景中,安全壳可能发生失效或旁通,导致大量放射性物质释放到环境中,造成严重的放射性污染。针对大量放射性释放频率贡献最大的3种释放类别(安全壳旁通、安全壳早期失效和安全壳隔离失效),分别选取典型的严重事故序列(蒸汽发生器传热管破裂、自动卸压系统阀门误开启和压力容器破裂),使用MAAP程序计算分析了释放到环境中的裂变产物源项。该分析结果为量化AP1000核电厂的放射性释放后果和厂外剂量分析提供了必要的输入。 相似文献
3.
4.
根据AST方法建立了AP1000LOCA放射性核素活度计算模型,研究事故后安全壳及环境中放射性核素活度的变化。结果表明:事故后安全壳气空间内各核素的放射性活度呈先增大后减小的趋势,40min时达到最大。根据核素性质,将其分为不考虑母核衰变的核素和考虑母核衰变的核素。事故发生40min后,前者在安全壳内的活度指数减小,典型核素有131~135I、83 Krm等,后者由于母核衰变的影响导致其在安全壳内的活度减小趋势放缓,典型核素有85 Kr、133 Xem、133 Xe和135 Xe等。I和Cs由于受自然去除机制的去除作用,事故几小时后其向环境的累积释放量增长非常缓慢;对于Kr和Xe,半衰期较长的核素向环境的累积释放量不断增大,半衰期较短的核素在事故几小时后向环境的累积释放量趋于平衡。 相似文献
5.
6.
活性炭吸附滞留工艺是核电站处理放射性惰性气体的技术发展方向之一。本文介绍了活性炭吸附放射性惰性气体Kr和Xe的原理及其主要物理参数。通过不同运行条件下对活性炭的吸附性能进行测试,结果表明活性炭的吸附性能受到气流温度、压力、流速和湿度等多方面因素影响。过高气体温度、湿度和过低的流速导致活性炭吸附性能下降,适当提升系统运行压力有利于提高活性炭的吸附能力。研究结果可指导核电站项目中废气处理系统的设计,通过合理控制滞留系统的运行条件可以保障活性炭的吸附性能和使用寿命。 相似文献
7.
8.
9.
10.
核电厂发生严重事故后,在安全壳内形成大量的放射性裂变产物气溶胶。由于核电厂气溶胶放射性这一特殊性,放射性核素的衰变过程及衰变粒子与周围介质的相互作用过程会使得气溶胶粒子带电。同种电荷及不同电荷之间的相互作用,可能会影响气溶胶粒子的输运过程。然而,目前的核电厂源项评估过程中忽略了电荷对气溶胶输运过程的影响。考虑到放射性气溶胶所带电荷量及电荷分布是后续实验研究电荷对气溶胶输运影响的基础,本文研究了放射性气溶胶的放电机理,编写电荷分布及电荷量求解程序,并对计算过程进行了实验验证,最终得到了典型核电厂严重事故工况下安全壳内气溶胶所带的电荷量及电荷分布。结果表明:在核电厂事故条件下安全壳内的气溶胶整体带负电荷;对于典型粒径的气溶胶(0.1,5)μm,对应的电荷区间为(0,-25);电荷量随粒径的增大而增加;气溶胶粒子电荷呈正态分布。 相似文献
11.
《辐射防护》2015,(Z1)
研究反应堆相关结构材料活化源项,对核电厂设计、运行及退役都有十分积极的意义和价值。本文利用离散纵标程序DORT计算反应堆堆腔内的中子注量率空间分布情况,通过数值解析的方法计算反应堆堆腔内主要结构材料中活化产物的活度浓度,进而计算活化源强(即γ射线源强,表征γ射线发射率与γ射线能量的关系),分析并建立一套空间分布活化源项研究体系,并与基于点燃耗模型的ORIGEN程序计算结果进行比较。计算结果表明,在活化源强计算中,基于离散纵标法的活化源强计算方法,在堆内构件等中子注量率变化明显之处拥有显著的精度,而ORIGEN程序则比较适合于厂房空间及主设备等中子注量率变化不明显之处。 相似文献
12.
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 总被引:1,自引:1,他引:0
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。 相似文献
13.
《中国原子能科学研究院年报》2004,(1)
RY-IA型乏燃料运输容器是为运输101堆乏燃料设计的专用设备。使用该容器运输单个秦山三期乏燃料棒束,需进行屏蔽性能评价。本文使用ORIGEN2程序对单个秦山三期乏燃料棒束进行了放射性源项计算,为屏蔽性能评价提供源项输入数据。计算给出了停堆0时刻至5a,步长0.5a各衰变时间段对 相似文献
14.
15.
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。 相似文献
16.
基于LHS(拉丁超立方体抽样)方法及Pearson和Spearman相关系数,通过MELCOR程序对600 MW级核电厂开展了全厂断电(SBO)严重事故下氢气源项的不确定性量化及参数重要度分析。选取电厂热功率、碎片床孔隙度、包壳中存在未完全氧化的锆合金时燃料棒能维持几何形状的最高温度、熔融物烛流过程最大流速作为不确定输入变量,经过对100组输入集的计算,最终得到了95%置信度下压力容器内氢气产量的统计分布及各参数的影响程度。结果表明:压力容器内的氢气产量在239~424 kg范围内,相当于34.5%~61.2%锆 水反应产生的氢气量,且符合正态分布;碎片床孔隙度对压力容器内氢气产量有显著正相关影响。 相似文献
17.
介绍了PING-50联合监测系统的研制情况,对所研制的PING联合监测仪的结构原理、基本特性、实验结果、运行情况等作了阐述;对PING监测仪的包括探测限在内的总体性能特征作了评价,并与国外的类似仪器作了比较.最后,对目前所研制的这种仪器存在的不足和尚需改进之处进行了讨论. 相似文献
18.
19.
本文介绍核电厂事故厂外后果早期评价中碘和惰性气体等效量应用的主要依据、计算的方法和实例。等效量应用的主要依据是反应堆内放射性物质达到平衡后的事故释放。事故早期碘和惰性气体对公众剂量的贡献是主要的。由于碘和惰性气体各自的释放、输运和转相同,因此可以应用碘和惰性气体的等效释放量计算核电厂事故早期对场外环境的辐射影响移特性采用等效量计算方法可以简化计算模式、缩短计算时间,特别适用于手工计算方法,故在事故早期的后果评价中具有较高的实用价值。 相似文献
20.
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。 相似文献