安全壳内放射性气溶胶输运特性模拟研究

为探明实际安全壳尺寸下严重事故中放射性气溶胶的输运特征,利用计算流体动力学和颗粒群平衡方程耦合,模拟了严重事故中放射性气溶胶在安全壳内的空间分布规律,并重点定量分析了不同聚并机制和沉积机制对于气溶胶输运过程的影响。结果表明,粒径小于0.1μm的气溶胶颗粒的相互作用主要受布朗聚并影响,粒径大于10μm的主要受湍流惯性聚并影响,粒径介于两者之间的受布朗聚并和湍流聚并（湍流惯性聚并和湍流剪切聚并）共同影响。对于沉积现象,粒径小于0.1μm的气溶胶主要受布朗扩散沉积影响,粒径大于0.1μm的主要受重力沉积影响。湍流聚并的平均聚并速度是布朗聚并速度的2.99倍,布朗扩散沉积的平均沉积速率是重力沉积的1.38倍。本研究为实际安全壳尺寸下放射性气溶胶去除技术的选取提供了解决思路。     

严重事故下气载放射性排放控制研究

为评价"华龙一号"核电厂严重事故下气载放射性排放控制措施的有效性和先进性,开展了"华龙一号"严重事故下气载放射性排放控制研究。首先,介绍了核电厂中放射性物质的产生及放射性物质向环境释放的4个途径。其次,阐述了放射性物质的主要去除机制,包括自然沉积、池式洗涤、过滤和喷淋等,以及各去除机制所涉及的气溶胶行为如气溶胶凝聚、气溶胶沉积和吸湿效应、碘化学反应等,和各去除机制所应用的设备或系统。然后,梳理了"华龙一号"在严重事故工况下所采用的几种放射性释放控制和管理措施,包括双层安全壳与环形空间通风系统、安全壳喷淋系统、安全壳过滤排放系统和严重事故管理导则中针对安全壳旁通释放的管理策略,并对不同措施控制放射性释放的效果进行计算分析。计算结果显示采用相关放射性释放控制措施比未采用时向环境的放射性物质释放能够降低1～3个数量级,说明"华龙一号"的设计及严重事故管理措施,能够有效减少事故下的放射性后果,从而减少气载放射性排放对公众和环境的影响。     

非能动安全壳冷却对严重事故下气溶胶沉积影响分析

采用分区法模型计算了不同热工条件下的气溶胶沉积情况,分析了4种自然沉积机理对不同粒径气溶胶的沉积作用。研究表明,气溶胶扩散泳沉积受热工情况影响最为显著。针对AP系列压水堆非能动安全壳冷却的设计特性,可通过降低壁面温度来提高气溶胶的扩散泳沉积,增强安全壳内的气溶胶净化作用,从而提高严重事故下安全壳内的放射性去除效果。     

钢制安全壳窄缝内气溶胶冷凝滞留实验研究

目前核电厂安全壳放射性评估中未考虑狭窄裂缝（简称窄缝）对气溶胶的滞留效果,但与常规尺寸相比,窄缝的高表面/体积比对气溶胶泄漏具有可观的滞留,评估结果过于保守。通过开展矩形直通道内气溶胶泄漏实验,获得缝高约100 μm钢制安全壳窄缝内气溶胶滞留效率,观察到窄缝通道入口区域为主要的粒子沉积区域。同时,通过在窄缝流动方向上建立并维持一定的温度梯度,模拟安全壳非能动冷却系统投运时安全壳窄缝内气溶胶泄漏过程。结果表明,窄缝对亚微米粒径气溶胶具有良好的滞留效果,温度梯度引入的蒸汽冷凝能显著提高气溶胶滞留效率至91%左右,且缩小了泄漏面积。      

核电厂安全壳内气溶胶热泳沉积特性研究

核电厂事故下,裂变产物气溶胶沉积在热构件表面降低安全壳气空间内放射性。其中,由于构筑物、部件壁面温度梯度的存在,热泳沉积对气溶胶颗粒沉积的贡献不可忽略。本文采用符合安全壳气溶胶特性的公式计算了其在安全壳壁面的热泳沉积。结果表明热泳沉积效果随气溶胶粒径的增加而减弱;安全壳内壳表面温度梯度的提高,可以加强气溶胶的热泳沉积,从而提升安全壳内气溶胶的去除效果,降低安全壳内放射性水平。     

百万千瓦级核电厂蒸汽发生器失去给水事故源项计算分析

对百万千瓦级压水堆核电厂的安全壳内进行隔间,应用IRSN和GRS等联合开发的ASTEC程序计算该类型核电厂在发生蒸汽发生器完全失去给水严重事故工况下放射性裂变产物在安全壳内释放迁移的情况,给出了主要隔间内的放射性活度.根据安全壳内喷淋系统能否正常启用对各个隔间内的放射性活度进行了比较.结算结果表明,喷淋能否启用,对Xe、Kr等惰性气体在各隔间内分布几乎无影响;但可以大大降低I、Br等易生成气溶胶、水溶性较好的裂变产物的浓度.对其他主要以气溶胶形态存在于安全壳气空间中的裂变产物也有很强的去除作用.喷淋的成功启用,将大部分放射性裂变产物冲刷入下部的地坑区,使得安全壳内上部空间的放射性活度有了明显的降低,但裂变产物聚积在地坑,使地坑的活度大大提高.     

大型干式安全壳严重事故下超压失效概率研究

核电厂安全壳是防止放射性产物释放到环境中的最后一道屏障,严重事故下安全壳压力可能超过设计压力,在超压情况下安全壳的完整性及失效概率的研究,是严重事故重点关注的内容,也是二级PSA安全壳失效和源项分析定量化的基础。结合美国SANDIA实验室安全壳完整性试验及分析的情况,对AP1000、EPR核电厂安全壳超压失效概率进行了分析,重点对国内典型二代改进型核电厂的安全壳超压失效概率进行了建模计算,相关计算方法和结果可为相关电厂实施严重事故管理和二级PSA提供参考。     

基于MELCOR与MCNP程序的安全壳剂量率计算方法

严重事故条件下,评估安全壳内的放射性剂量率水平对核电厂严重事故管理、应急响应等环节具有重要指导意义。本工作利用MELCOR程序模拟严重事故序列,计算不同核素组释放进入安全壳内的质量;利用ORIGEN2程序计算不同核素组的堆芯积存量及核素的γ源强;利用MCNP程序计算每组核素100%释放进入安全壳所产生的剂量率水平;最后根据拟合公式求解安全壳剂量率。中核核电运行管理有限公司30万千瓦机组安全壳剂量率的计算结果说明该方法切实可行。     

严重事故下多组分吸湿性气溶胶的重力沉降研究

严重事故时,安全壳内的多组分吸湿性气溶胶将在高湿度的条件下吸水增大,从而影响其重力沉降行为。通过理论分析,本文推导了多组分吸湿性气溶胶颗粒平衡粒径的物理模型,并通过实验结果进行验证。该模型重点关注溶解度对吸湿过程的影响,解释了多组分吸湿性颗粒粒径增大曲线不连续的原因。同时,分析了典型千兆瓦级压水堆核电厂中相对湿度、干粒径及非吸湿性组分质量分数对重力沉降去除系数的影响。结果表明,只有当气溶胶颗粒增大到一定程度后,其重力沉降速度才会明显的提高;对于干粒径超过0.01 μm的纯吸湿性气溶胶颗粒,只有超过一定湿度后其才会因吸湿而加速沉降,且该湿度下限随着干粒径的增大而减小;随着事故的进行,气溶胶颗粒中的非吸湿性组分质量分数逐渐增加,上述湿度下限将增加,且同湿度下吸湿对重力沉降的促进作用减弱。      

安全壳内气溶胶扩散泳行为的试验方法研究

核电厂严重事故情况下,气溶胶是放射性裂变产物释放的主要载体。为开展非能动冷却安全壳内气溶胶迁移机理试验,需探究可行的试验方法。在已有的气溶胶迁移机理试验平台上,参考同类型的GRACE扩散泳试验,设计并开展了试验研究,获得的结果与GRACE试验及理论计算的结果相符,验证了试验方法的可靠性。     

反应堆安全壳高精度气溶胶自然沉积模型的开发及验证

在压水堆严重事故过程中,气溶胶作为裂变产物的主要载体在安全壳内悬浮,有泄漏到外部环境中造成放射性污染的潜在威胁。安全壳气相悬浮的气溶胶会通过自然沉积机理沉降到壁面或地坑水,降低大气放射性。针对ISAA程序气溶胶模型精度不足的问题,改进安全壳气溶胶自然沉积模型。通过引入气溶胶动态形状因子,修正非球形气溶胶自然沉积速率,改进了重力沉积、布朗扩散、热泳和扩散泳沉积模型。选取AHMED(Aerosol and Heat Transfer Measurement Device)、ABCOVE(Aerosol Behavior Code Validation and Evaluation)和LACE(Light Water Reactor Aerosoal Containment Experiments)实验对改进代码进行评估。结果表明：改进模型能够更加精确模拟气溶胶质量峰值,响应安全壳压力温度对气溶胶自然沉积速率的影响,显著地提高了安全壳气溶胶残留质量的计算精度。改进后ISAA程序性能可以满足分析先进压水堆严重事故安全壳内气溶胶自然沉积行为的需要。     

先进非能动压水堆防火喷淋对严重事故的缓解作用研究

依据先进非能动压水堆的严重事故管理导则(SAMG),消防系统中的防火喷淋系统,尽管属于非安全相关的系统,仍可以作为严重事故缓解策略,在以下三个方面起到严重事故缓解的作用:减少放射性气溶胶的质量;安全壳降温降压;安全壳注水。因此本文利用一体化严重事故分析程序,选取典型事故序列,评估防火喷淋系统在严重事故中的三种缓解作用的有效性为防火喷淋在严重事故管理导则中的应用提供技术支持。分析结果表明,防火喷淋系统能够实现堆腔淹没,在一定时间内进行安全壳降压,以及减少安全壳中放射性气溶胶的含量的作用,但由于系统限制,防火喷淋进行堆腔淹没的流量不能满足安全限值,并且只能推迟而不能够避免安全壳的失效。防火喷淋系统对严重事故的缓解作用虽然是有限的,但可为其他相关系统或设备的修复提供一定时间。     

放射性气溶胶测量腔室内颗粒输运沉积模拟研究

核设施运行过程中,需要对放射性气溶胶进行连续监测,以保护工作人员的辐射安全。本文利用流体力学仿真软件Fluent,以放射性气溶胶监测仪的测量腔室作为研究对象,采用离散相模型(Discrete Phase Model, DPM)对其内的气溶胶粒子进行输运沉积模拟与分析。结果表明:气溶胶颗粒输运沉积受到粒子尺寸、流速及流动空间等影响。一定范围内,颗粒的流速越大、尺寸越小,则在测量腔室内透过率越高,即到达腔室出口测量滤膜上被探测到的气溶胶粒子数目越多。当气溶胶粒径在1~2μm,入口流速为1.85~3.18 m·s-1时,颗粒穿透率在80%~60%。模拟结果可为后续相关放射性气溶胶颗粒输运沉积、处理、探测效率等提供参考。     

基于滑移通量模型的毛细管内气溶胶输运与滞留数值研究

以核电厂事故期间安全壳内放射性气溶胶通过缝隙向环境释放为研究背景,针对内径为397μm、长度为12 cm的毛细管,采用滑移通量模型对毛细管内气溶胶输运与滞留进行数值模拟研究。首先基于鹿儿岛大学开展的毛细管流动实验对本文建立的毛细管CFD模型进行了验证,结果表明CFD模型可准确模拟毛细管内压力驱动的一维可压缩绝热流动。在此基础上开展不同滞止压力下的气溶胶输运与滞留计算,结果显示在本文所考虑的重力沉降、布朗扩散和湍流扩散3种气溶胶沉积机理中,湍流扩散占主导作用;气溶胶穿透系数随滞止压力提高而下降,当滞止压力超过550 kPa后,穿透系数小于0.02。本研究为缝隙内气溶胶输运与滞留分析提供了新的技术方法,后续将在模型中增加其他沉积机理,并开展实验进行验证。     

地下核电厂防止气载放射性核素扩散的研究

给出地下核电厂防止气载放射性核素扩散的总体原则,分析地下核电厂防止气载放射性核素扩散的工程措施,重点研究严重事故下的防护措施。提出一种严重事故下可实现安全壳及反应堆厂房洞室及时卸压的系统。该系统非能动响应,并根据严重事故的不同情况自动采取相应的应对措施,过滤排放安全壳及洞室内放射性气载物的同时为安全壳和洞室降压。通过这些工程措施可以更好地控制地下核电厂严重事故中产生的气载放射性核素,从设计上实现实际消除大量放射性核素释放的可能性。     

低雷诺数下气溶胶粒子在裂缝中的损失研究

核电厂在运行中为了保证反应堆运行安全,需要对由泄漏冷却剂转化的气溶胶粒子进行连续监测.气溶胶粒子在裂缝中输运沉积.本文对气溶胶粒子进行数值模拟分析,得到长直裂缝中低雷诺数下气溶胶粒子的输运沉积情况.研究发现,气溶胶粒子在裂缝中输运受到空气流速,气溶胶粒径,裂缝尺寸等因素的影响.在低雷诺数下,随着裂缝长度增加,能够穿透高...     

安全壳过滤排放系统实验用气溶胶的确定及相关参数的选取

为了满足安全壳过滤排放系统的气溶胶过滤性能测试实验的要求,进行实验用气溶胶选取的方案研究。对安全壳内气溶胶实际特性进行计算评估,得出严重事故后安全壳内气溶胶的特性随时间的变化规律。综合考虑分析结果和国外的研究成果,确定实验用气溶胶为BaSO4、TiO2。实验用气溶胶的配送压力为0.1~0.65 MPa;主管道浓度为50~900 mg/m3,气溶胶质量中值直径为1μm,粒径分布的几何标准偏差为1~2。     

严重事故下气溶胶行为计算模型研究进展

<正>"十三五"期间,中国原子能科学研究院开展的"严重事故机理及现象学研究"项目针对严重事故下气溶胶的沉积行为开发了气溶胶行为分析程序CABSA,对核电厂严重事故下的放射性物质主要载体气溶胶在反应堆安全壳内的沉积行为进行了研究。"十四五"期间,中国原子能科学研究院联合国内多家单位开展了大型压水堆及高温气冷堆核电站国家科技重大专项"严重事     

AP1000核电厂大量放射性释放源项分析

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。     

不同流型下气溶胶水洗效果影响因素实验研究

在核电厂严重事故下，安全壳内混合气体通过喷射器注入到乏燃料水池中以降低安全壳超压失效的风险，同时减少放射性向环境的释放。本文建立了气溶胶水洗去除实验装置，研究水池对气溶胶的去除机制。开展了不同流型下通过喷射器的混合气体质量流率对气溶胶水洗净化系数(DF)的影响以及蒸汽冷凝对气溶胶去除效果的影响。结果表明：在注入流型为射流的情况下，由于射流注入区液滴拦截和惯性碰撞去除机制的增强，导致DF随着质量流率的增大而增大；在注入流型为气泡流的情况下，上升区气溶胶去除占主要作用，随着质量流率增大，气泡上升速度增快，导致气泡在水池内运动时间减少，DF降低。同时，在蒸汽存在的情况下，气溶胶去除效果明显增强，蒸汽冷凝是气溶胶去除的主要机制。