小型动力堆海上核事故后放射性核素在大气和海洋中扩散研究

为准确评估小型动力堆海上严重核事故后释放的气载核素造成的海洋放射性污染水平，以小型动力堆断电诱发的严重核事故为例，建立核素在大气和海洋中扩散的计算模型，计算事故后大气和海洋中137Cs的放射性污染水平，并分析了气载核素释放高度、大气稳定度对沉降核素海洋扩散的影响。结果表明，在一定的释放高度下，源下风轴线上表层海水中核素的时间积分浓度随下风向距离的增大呈先升高后下降的变化规律；在离源一定距离内，释放位置越高，表层海水中核素的时间积分浓度越小；在离源一定距离外，大气越不稳定，表层海水中核素的时间积分浓度越小。      

中性层结下核电厂烟羽弥散数值模型有效性分析

采用CFD方法建立核电厂烟羽大气弥散模型,计算中性大气层结条件下烟羽分布。该模型采用垂直风速廓线表征的速度和温度梯度方式分类大气稳定度,将烟羽弥散模拟计算结果与经典解析理论计算结果进行对比,分析烟羽弥散CFD计算结果的抬升规律、烟羽空间浓度分布和扩散参数,对模型进行有效性分析。所得结果与经典解析结论基本一致。研究表明,该烟羽大气弥散模型可用于核电厂烟羽大气弥散过程的研究。     

基于风洞实验的丘陵下垫面气溶胶大气扩散特性研究

核电厂正常运行或发生核事故时,会向大气释放一定量的放射性气溶胶,研究气溶胶在复杂下垫面的大气扩散特性对实现气载流出物辐射影响的准确评价具有重要意义。高斯烟羽或烟团模型被广泛用于大气扩散评价中,模型中的扩散参数描述了气溶胶受湍流作用扩散的强弱,需要针对不同的地形如平坦、丘陵下垫面进行校正。本文针对典型下垫面开展了气溶胶大气扩散风洞实验,采用激光粒子图像扩散参数估计方法,针对释放源高度不同的多组工况,统计分析了竖直截面内高分辨率的气溶胶浓度,根据高斯分布估计了下风向烟羽的上下边界及垂直方向扩散参数。结果表明：烟羽经过山体会出现整体抬升现象,这将导致山体后近地表浓度有所下降;烟羽经过山体前后出现浓度中心线两侧浓度分布不均现象,远离山体烟羽轨迹回归类高斯分布;释放源高度小于山体1/2高度的烟羽经过山体后轨迹趋于一致。高斯模型在丘陵下垫面适用度有限。     

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。     

核事故下放射性核素多介质耦合弥散模型

建立了高斯烟团模型与欧拉输运扩散模型的耦合模型,以实现放射性核素在大气以及水体中弥散的耦合。通过对大气和水体弥散模型进行对比,验证了各个模块的正确性。基于该模型,对中国铅基研究实验堆发生燃料组件熔化事故释放的~(131)I进行仿真分析,对该核素在大气以及水体中的浓度分布进行评估。模拟结果表明:事故发生2 h后大气污染主要分布在10 km内,水域污染主要分布在10~20 km处;在该模拟条件下,铅基堆发生燃料组件熔化事故后对大气和水体造成的影响均低于国家限值。     

海岛下垫面对核事故核素扩散影响规律研究

为研究核事故发生后气载核素在海洋环境中的扩散，以海岛核电厂为研究对象，采用计算流体动力学（CFD）模拟的方法对海岛核电厂各下垫面要素、风速变化、喷口速度变化进行了模拟，并用风洞实验验证CFD模拟的准确性。结果表明，山体会对地面最大扩散因子产生显著影响；平台的高度增加时，地面最大扩散因子降低，出现距离更靠近喷口；风速的增大会使得面最大扩散因子出现位置后移；喷口速度增大会使得地面最大扩散因子变小，其出现位置后移；在喷口速度变化的情况下，地面最大扩散因子的CFD模拟值和高斯烟羽模型计算值呈倍数关系，并以此对高斯烟羽模型进行了修正。      

JRODOS模拟核事故时核素扩散及剂量时空分布

核事故时核素扩散范围和造成的辐射剂量是核电厂事故应急措施制定的重要参考,利用JRODOS软件模拟了不同气象源和大气扩散模型对核电厂核素浓度和辐射剂量时空分布的影响。结果表明:WRF气象场情景下核素的扩散范围广,FNL气象场情景下核素浓度和有效剂量区域均值较高。不同大气扩散模型中LASAT模型模拟的有效剂量最高。这为核事故后果评价数据来源和大气扩散模型选择提供了依据。     

2MW液态钍基熔盐实验堆气载放射性流出物近场扩散的数值模拟

气载放射性流出物在近场范围内的扩散是核设施环境影响评价研究的重要内容之一,传统的高斯模型由于受到复杂建筑物的影响导致计算结果偏差比较大,不宜用于近场扩散的数值模拟。本文采用计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics,CFD)方法以2 MW液态钍基熔盐实验堆的拟定场址为研究对象,开展放射性气态流出物在近场范围内分布规律的研究,分析风速、烟囱高度、风向等参数对气态流出物大气弥散因子分布的影响。结果表明,对于高架排放,由烟羽抬升的影响使得风速越大近场范围的放射性核素大气弥散因子越高;在下风向建筑群迎风侧均易出现放射性核素集聚区,烟囱高度越低集聚现象越明显。本研究的结果可为熔盐堆场区辐射环境影响评价及建筑物的布局、核应急提供参考依据。     

随机游走大气扩散模型在核事故应急中的开发和应用

烟羽浓度预测是核事故早期应急响应放射性后果评价系统的主要内容之一.描述了大气扩散本身随机的特点,介绍了自行开发随机游走大气扩散模型Random Walk,并与现有欧共体开发的核应急决策支持系统RODOS中的拉格朗日烟团模型RIMPUFF进行比较验证.结果表明,两者计算结果相当吻合,但Random Walk计算出的烟羽范围比RIMPUFF计算出的稍小.随机游走大气扩散模型Ran-dom Walk能够较好的模拟核事故发生条件下的大气扩散过程,可以作为核事故应急决策系统的一个大气扩散模块,为早期应急和后果评价提供更接近实际的信息.     

地浸采铀钻孔场区氡致周边辐射环境影响研究

氡是铀矿采冶过程中释放的主要气载放射性流出物，地浸钻孔场区的氡释放主要来源于抽液孔，传统高斯模型对此类源项的适用性有限。用CFD方法建立大气扩散数学模型耦合求解，探究了实际地形、氡源项和2019年的气象数据下某典型地浸铀矿山钻孔场区及周边近地面核素氡的浓度分布特征，并由个人剂量年均分布数学模型计算得到其所致的公众年有效剂量。结果表明：地形和大气风速对钻孔场区氡的迁移扩散具有重要的影响，风速占主导作用，风速越大，氡浓度越小，低地势凹洼处易造成排放源附近氡的积聚，局部污染较重；近地面氡的分布范围主要受风速和风向频率的协同作用影响，且随风速和风频的增大而变大；氡浓度衰减速度与扩散距离呈正相关性，但钻孔场区各抽液孔排放氡浓度水平较低，对环境氡浓度贡献值较小，对周边环境和公众辐射影响较小，其所致的个人剂量均不大于0.001 1 mSv·a^-1。研究结果可为地浸铀矿山钻孔场区布置和辐射安全距离的确定提供理论支持。     

小型动力堆码头中破口失水事故大气扩散研究

采用高斯分段烟羽模型估算了某小型动力堆在码头内发生破口尺寸为29.4%当量直径的设计基准事故时,放射性核素在码头20 km区域范围内的大气扩散规律。源项采用严重事故计算程序MELCOR仿真获得,并将计算结果输入到大气扩散分析软件MACCS进行分析计算。计算结果表明：中破口失水事故会造成码头区域的放射性污染,风速越小、气象条件越稳定,放射性的影响范围越大。     

一体化多用途的非能动小型压水反应堆发生假定事故的初步分析

采用RELAP5/MOD3.2系统程序建立一体化小型反应堆的事故分析模型,包括反应堆冷却剂系统(RCS)、简化的二回路系统和专设安全设施。一体化多用途的非能动小型压水反应堆(SIMPLE)热功率为660 MWt(电功率大于200 MWe)。针对SIMPLE的直接安注管线(DVI)双端断裂事故和DVI2英寸(50.8mm)小破口失水事故(SBLOCA)进行分析。计算结果表明:对于直接安注管线双端断裂事故,破口和自动降压系统(ADS)能有效地使反应堆冷却系统降压,安注箱(ACC)和安全壳内置换料水箱(IRWST)能实现堆芯补水,确保堆芯冷却;对于DVI的SBLOCA,非能动专设安全设施能有效对RCS进行冷却和降压,防止堆芯过热。     

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。     

大气扩散模型ATSTEP在核应急决策支持系统中的应用研究

以广东大亚湾核电站为参考厂址，研究了欧洲核应急决策支持系统RODOS3．0中的大气摭用模型ATSTEP的适用性。研究结果表明，ATSTEP是一个计算速度快，适用于事故后快速评价的模型。另外，对模型中存在的若干缺陷和不足进行了修改和说明。     

Development of an Atmospheric Dispersion Model for Accidental Discharge of Radionuclides with the Function of Simultaneous Prediction for Multiple Domains and its Evaluation by Application to the Chernobyl Nuclear Accident

A particle random-walk model GEARN for nuclear emergency response system, Worldwide version of System for Prediction of Environmental Emergency Dose Information (WSPEEDI), was improved to predict the atmospheric dispersion of radionuclides in detail around a release point as well as on a regional scale for a transboundary nuclear accident. The main improvement is simultaneous atmospheric dispersion calculations of two nested domains, local and regional areas, achieved by exchanging particle information between the domains. In the application of the model to the Chernobyl accident, the distribution of surface deposition of ¹³⁷Cs was predicted well in the local area around Chernobyl and the European regional area. The improvements were mainly due to the consideration of the reentry of particles from the regional area to the local one and the enhancement of prediction accuracy for precipitation by the nesting calculation in the meteorological model MM5 combined with GEARN. It is concluded that the nesting model developed in this paper is appropriate for nuclear emergencies in which the prediction of both local and regional scale dispersions are required.     

截断总体最小二乘变分核事故源项反演数值研究

放射性释放源项是核事故应急与事故后果评价的基础。核事故源项反演方法利用事故期间辐射环境监测数据估计事故释放源项。由于其不依赖电厂状态参数，在福岛核事故后被广泛重视。变分核事故源项反演模型（VAR）对释放源项的求解为全局最优，但受大气扩散模型误差的影响较大。为降低大气扩散模型误差对源项估计结果的影响，建立了截断总体最小二乘变分核事故源项反演数值计算模型（TTLS-VAR）。该模型可对扩散模型算子与监测向量进行修正，以提高源项反演的准确性。基于风洞实验数据对TTLS-VAR模型进行验证，结果显示:TTLS-VAR模型对释放源项估计结果的准确性较VAR模型有所提高。      

小型压水堆严重事故下一回路承压管道蠕变预测分析模型开发

一回路承压管道蠕变是压水堆核电厂严重事故重要现象之一。针对小型压水堆,本文基于SCDAP/RELAP5程序开发了严重事故分析模型,利用实验拟合方法得到了一回路主管道(SA321)、自然循环式蒸汽发生器传热管(00Cr25Ni35Al Ti)两种材料蠕变预测分析模型,改进了SCDAP/RELAP5程序蠕变预测分析功能模块,并通过假想事故序列验证了SA321、00Cr25Ni35Al Ti蠕变预测分析模型的合理性。为后续开展小型压水堆严重事故下一回路承压管道蠕变规律研究提供基础参考。     

非能动堆芯冷却系统LOCA下冷却能力分析

本文基于机理性分析程序建立了包括反应堆一回路冷却剂系统、专设安全设施及相关二次侧管道系统的先进压水堆分析模型,对典型的小破口失水事故和大破口失水事故开展了全面分析。针对不同破口尺寸、破口位置的失水事故,分析了非能动堆芯冷却系统（PXS）中非能动余热排出系统（PRHRS）、堆芯补水箱（CMT）、安注箱（ACC）、自动卸压系统（ADS）和安全壳内置换料水箱（IRWST）等关键系统的堆芯注水能力和冷却效果。研究表明,虽然破口尺寸、破口位置会影响事故进程发展,但所有事故过程中燃料包壳表面峰值温度不超过1 477 K,且反应堆堆芯处于有效淹没状态。PXS能有效排出堆芯衰变热,将反应堆引导到安全停堆状态,防止事故向严重事故发展。