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

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。     

压水堆核电站检修过程中气载放射性源项及防护

介绍了压水堆核电站检修过程中的气载放射性源项:放射性气溶胶、放射性碘和放射性惰性气体,对3种源项的特点及其辐射防护分别进行了说明。     

模块式高温气冷堆正常运行工况下气载放射性物质向环境释放量的计算方法

模块式高温气冷堆正常运行工况下向释放的气载放射性物质主要有６种来源，本文介绍了计算这６种来源的气载放射性物质向环境的释放量的方法。     

压水堆核电站活化产物源项计算程序CPAP的开发

活化产物为压水堆核电站中主要辐射源,有必要对其建立分析手段。分析了压水堆核电站堆芯外材料中活化产物源项的产生途径,建立了压水堆核电站堆芯外材料中活化产物源项的计算模型,并分别基于矩阵指数法和切比雪夫有理近似法求解所建立的计算模型。开发了具有良好人机界面的计算程序CPAP,并采用典型材料活化例题与国外同类软件进行了对比测试。测试结果表明:CPAP程序对于测试算例的计算结果与国外同类软件的计算结果之间的偏差在工程可接受的范围内。CPAP程序具有人机界面友好以及求解器可选的优点,可广泛应用于压水堆核电站的设计、运行和退役阶段。     

压水堆核电厂正常运行裂变产物源项框架研究

简要分析了M310/CPR1000、EPR和AP1000三种堆型正常运行裂变产物源项计算中存在的问题,结合法规标准的要求,以及近年国内核电厂的运行实践、源项审评和研究成果,从源项应用目的出发,研究提出了一套适用于我国压水堆核电厂裂变产物源项计算的框架。该框架理顺了核电厂裂变产物源项的计算流程,规范了不同堆型核电厂裂变产物源项的计算方法,为解决国内核电厂裂变产物源项计算中长期存在的问题提供了基础,可供核电厂源项计算时参考。     

核电厂气载放射性物质源模型及审核关键点

气载放射性物质源模型是核电厂安全审评中的关键点之一。但是,目前大多数安全分析报告中,针对气载放射性物质源模型均采用了一种通用的简化模型进行假设,而这种简化模型无法适用于所有类别的气载放射性物质源。本文根据物理机制详细地推导出核电厂安全壳、燃料贮存厂房和辅助厂房中三大类气载放射性物质源的计算模型,并分别给出了审核计算这三类模型的关键点。     

压水堆核电站应急源项的选定和应急计划区的划分

从我国已建压水准核电站的具体实例出发，结合国外的先进经验，对核电站应急源项的选定及应急计划区的划分工作进行研究和总结，对新建核电站的应急源项的选定和应急计划区的划分提出一些个人的看法。     

压水堆核电厂裂变产物源项计算方法研究

裂变产物作为一回路冷却剂中放射性核素的重要组成部分,在核电厂设计中具有非常重要的意义。文中对堆芯积存量计算模型、燃料包壳内裂变产物向一回路冷却剂释放模型、裂变产物在一回路中的平衡模型进行了分析与研究,并以典型压水堆核电厂为例进行了计算与验证,证实了本文中给出计算模型的合理性以及适用性,可供压水堆核电站裂变产物源项计算分析参考。     

压水堆核电厂乏燃料组件源项计算分析

核燃料贮存、运输以及后处理过程中的安全是构成核与辐射安全的重要内容,为保证安全性,提高运输经济性,减小后处理厂对环境的排放,须获得乏燃料组件的包络源项,因此,采用ORIGEN-ARP程序分析组件运行历史、初始富集度、燃耗深度等参数对源项的影响。运行历史在卸料初期对源项略有影响,可采用合适的保守因子予以包络,在冷却一定时间后,其影响可忽略不计;初始富集度、燃耗深度均不同的组件须经对比计算以获得包络源项。计算表明：在目前核电厂乏燃料组件中,²³⁵U初始富集度为4.45%、燃耗深度为55 GW•d/tU的AFA-3G型组件源项是包络的,可作为乏燃料水池、运输容器设计,以及后处理厂排放源项分析的初始源项。     

简化源项计算方法

利用程序包STCP估算核电厂在发生严重事故情况下释放到环境的放射性源项需要耗费大量计算机时间和费用。所以,对所有感兴趣的事故情景完成源项程序包的计算实际上是不可能的。为此,发展了一个简化源项计算方法。它的基本思想如下:首先利用STCP计算几个选择的序列,然后根据放射性释放和事故进程的特点处理和分析由STCP计算得到的结果,得出一些特定参数,其它事故序列的源项能够通过这些参数的重新组合得到。     

核设施正常工况下放射性气态流出物对公众影响评价的现状与建议

本文介绍了在核设施正常工况下放射性气态流出物环境影响评价中,气象参数获取方法、大气稳定度联合频率的变化、大气弥散模式调整、剂量转换因子的选用等因素对长期大气弥散因子或最大个人剂量的影响,提出了规范和简化评价方法的建议。     

源于大亚湾核电站气态排出物中的放射性核素浓度计算

本文基于对大亚湾核电站气态排出物放射性核素的分析,并基于2005年11月上旬广东地区的风场,利用高斯模型对源于大亚湾核电站的放射性核素浓度进行了计算,给出了广东省区域内,特别是大亚湾、深圳、珠海和广州地区的放射性核素相对浓度分布的计算结果,为大亚湾核电站正常运行情况下对广东省区域内辐射环境影响及监测提供参考数据,为可能发生的核电站泄漏事件的监测提供参考数据.     

关于核动力站放射性流出物排放限值的讨论

核动力站向环境排放的放射性物质在核工业排放量中占相当大的部分。本文收集了国内外关于核动力站对公众的剂量当量限值、压水堆电站排放量限值及实际排放量等方面的数据,试图推荐符合我国实际的、合理可行的排放量限值,为制订我国核动力站辐射防护标准提供依据。     

CPR1000核电机组二回路系统稳态运行期间的放射性源项计算

本文在CPR1000核电机组二回路系统放射性物质产生、转移、去除等机理的基础上确定了二回路系统放射性源项的计算模型。计算结果表明,与根据法国的假定和相关设计参数取值得到的结果相比,本文所得源项计算结果要比法国提供的同类机组的源项结果更为保守;而按单台0.5kg/h稳定泄漏率假定得到的计算结果则远小于法国提供的同类机组的源项计算结果。     

大亚湾核电站正常运行工况下气载入射性流出物浓度计算

以高斯烟羽模型为基础对大亚湾核电站正常运行时所释放的放射性核素在大气中的扩散进行模拟计算。针对实际情形,计算中对模型进行了相关修正,采用了大亚湾核电站的实测气象数据,并选用airdos程序对2001年源于大亚湾核电站的气载放射性核素的年均浓度分布、大气扩散因子和部分核素的地面沉积率进行了计算。这些结果为了解大亚湾核电站对周围地区的辐射环境影响提供了参考信息。     

大亚湾核电站的放射源管理

“小源闯大祸”已经在国内外发生多次,放射源的管理也是核电站或核企业维持其良好安全记录和社会形象的一项重要工作。本文从健全制度,集中存放,定期盘点,实施工作全过程的安全控制和经验反馈几个方面介绍大亚湾核电站放射源管理的做法与经验。     

核设施正常工况气载放射性排出物后果评价推荐模式的参数

我们推荐“核设施正常工况气载放射性排出物后果评价的模式和缺省参数”是为了使核设施环境影响评价工作更加规范化，节省人力和物力。本文介绍使用该模式时需要用户输入的参数和模式中用到的缺省参数。     

一些国家核电站放射性流出物排放情况介绍

本文介绍90年代以来美国、德国、韩国、法国和日本等国家核电站放射性流出物的排放情况，以反映其在放射性废物最少化方面取得的进展。     

核设施正常工况气载放射性排出物后果评价推荐模式

为了核设施环境影响评价工作的规范化，节省前期工作中大量的观测和调查，我们推荐一套“核设施正常工况气载放射性排出物后果评价的模式和缺省参数“。本文介绍推荐模式中的物理模式。     

中低放废物近地表处置库源项释放模式及模拟计算结果

为了计算中低放废物近地表处置库源项释放速率，本文以某核电站处置场的概念设计为例，建立了一个简单而比较完整的源项释放模式。它包括水入渗模式、处置库混凝土顶盖的破损模式，金属桶腐蚀模式、核素从水泥固化体中的浸出释放模式及浸出核素在回填材料的中的迁移模式。