核燃料循环临界事故中气溶胶行为研究

使用CONTAIN程序计算了核燃料循环临界事故发生时气溶胶的迁移、沉积等行为。结果表明：控制体连通与否以及水蒸气的存在与否会对气空间的气溶胶浓度、粒度分布及沉积等情况产生不同程度的影响。干燥情况下的控制体连通对气溶胶扩散影响并不明显,而水蒸气能够显著促进气溶胶的沉积和扩散。     

AP1000核电厂安全壳内气溶胶自然去除分析

AP1000等非能动压水堆核电厂依靠自然的原理清除事故后安全壳气空间内的放射性气溶胶,可靠性较高,但对其进行分析较为复杂。事故后安全壳内气溶胶的主要运动形式有凝聚、重力沉降、扩散泳及热泳等,本文研究确定了合适的机理模型、假设条件和主要参数等,完成了AP1000核电厂的分析。分析结果表明,AP1000核电厂LOCA后,主要气溶胶去除机制中扩散泳贡献最大,其次是热泳和重力沉降;安全壳内气溶胶自然去除系数约为0.4~0.9h~(-1),堆芯裸露5h后变化较小;基于RG1.183源项、包络大气弥散因子及本文给出的安全壳气溶胶自然去除系数,计算得到的LOCA后厂外及主控室人员所受剂量可满足10CFR50中规定的限值要求。     

核武器事故放射性气溶胶扩散预测与后果评估

扼要阐述了核武器事故的大致类型,指出了放射性气溶胶释放的主要途径,应用楔形模式建立了气溶胶扩散的数学物理模型,计算了有关辐射特征量,并与HotSpot模型进行比对,针对典型的钚气溶胶估算了人员吸入造成的内照射生物学危害,论文的研究成果对于指导核武器事故放射性气溶胶的防护和去污有着重要意义。     

核设施环境评价软件包(NGLAR)

介绍了基于微机的核设施环境评价软件包(NGLAR)的主要内容、设计原则和特点。该软件包包括:核设施气态流出物常规和事故释放环境评价程序(NGAS和NACC)、核设施液态流出物常规和事故释放环境评价程序(NLIQ)以及核设施环境数据库(NRED)。核设施气态流出物常规和事故释放环境评价程序,用于大气弥散计算和公众剂量估算,给出核设施周围放射性核素的空气浓度、地面沉积浓度和动植物产品中的浓度,并进而估算核     

蒸汽发生器二次侧气溶胶沉积模型改进对安全壳旁通释放类的影响

发生频率较大的安全壳旁通事故对严重事故的放射性后果有较大贡献。在AP1000的概率安全评价(PSA)分析中,采用MAAP4.0.4程序计算安全壳旁通事故的源项。MAAP4.0.4未考虑蒸汽发生器二次侧复杂流道结构对气溶胶的沉积效应,在国外相关实验的基础之上,开发了复杂流道结构下气溶胶的沉积模型,并修改MAAP4.0.4源程序中蒸汽发生器二次侧的气溶胶沉积模型,最后对安全壳旁通释放类的源项进行了重新评价,结果表明:采用改进后二次侧气溶胶沉积模型计算比采用原模型计算气溶胶的质量释放份额有所减少。这也为今后AP1000的概率安全评价分析中计算安全壳旁通事故源项提供一个参考。     

拟建桃花江AP1000核电站LOCA 131I源项分析

针对核电厂事故工况下放射性物质的大气弥散问题,运用CALPUFF空气质量模型,模拟了桃花江核电厂冷却剂丧失事故(LOCA)工况下典型气载放射性物质131I的大气弥散过程,并对计算结果进行辐射剂量的估计,结果表明:1)事故开始后数小时内,源下风向8 km左右,高程与释放源有效高度相当,且海拔明显高于上风向海拔的地形区域,极易形成131I地面空气积分浓度峰值。2)三种化学形态的碘中,元素碘最易沉积。计算区域内地面沉积浓度与空气积分浓度呈现相同的分布规律。3)131I内照射造成的最大剂量当量比外照射高4个数量级,因而事故情况下防止放射性物质从呼吸道、口腔、伤口及皮肤进入人体,能极大降低131I的辐射剂量当量。     

基于微机的核设施环境评价软件包—NGAS,NLIQ,NACC,NRED

本文介绍了基于微机的核设施环境评价软件包的主要内容、设计原则和特点。该软件包包括：核设施气态流出物常规和事故释放环境评价程序、核设施液态流出物常规和事故释放环境评价程序以及核设施环境数据库。核设施气态流出物常规和事故释放环境评价程序，用于大气弥散计算和公众剂量算，给出了核设施周围放射性核的空气浓度、地面沉积浓度和动物物产品中的浓度，并进而估算核设施周围的集体剂量和最大个人剂量。     

法国原子能委员会(CEA)关于事故排放的大气弥散简化计算模式——CEA 第5170号报告简介

一、引言对核设施放射性产物释入大气的事故后果的预测,第一个定量过程是关于这些产物的大气弥散,可根据能估算空气中放射性产物浓度和地表沉积活度的模式进行。按照计算模式应是有效的、简便的和计算机上可使用的观点,应用计算模式时应能获得固有的不确定性相容精度的研究结果。这些不确定性一方面是由事故状态本身造成     

安全壳内气溶胶沉积试验的浓度测点设计

严重事故下,气溶胶是放射性物质的重要载体。在气溶胶沉积机理试验平台上开展的气溶胶重力沉降、扩散泳等试验,重点关注气溶胶浓度的测量,因此需确定浓度测点的位置。本试验设计了容器中心和壁面附近两个测点,将两个测点的试验结果分别与理论计算结果对比,发现中心测点的试验数据与理论计算值符合较好,且离散度较小,单独中心测点测量。     

后处理设施放射性液体贮罐泄漏事故环境释放源项估算

放射性液体泄漏事故是后处理设施典型的事故,泄漏事故通常发生在设备室。高放废液贮槽泄漏后气载放射性核素生成包括两个过程:一是在泄漏放射性液体的过程中惰性气体从溶液中释放,以及与空气、地板相互作用产生的气溶胶;二是泄漏后的蒸发过程(包括冲洗前稀释前和稀释后)。气溶胶在设备室内生成后会发生沉积,同时随着设备室排风系统,经过滤后向环境排放。本文给出了一种放射性溶液贮槽泄漏事故源项估算方法,实现了事故泄漏质量、泄漏活度、设备室气载放射性活度浓度及积分浓度、环境释放源项估算,为事故应急决策和响应行动提供数据支持。     

严重事故下吸湿性气溶胶的自然去除研究

反应堆发生严重事故时，堆芯释放出的吸湿性气溶胶会在潮湿的安全壳内增大，从而影响其自然去除过程。本文理论推导了吸湿性气溶胶的增大模型并通过多种方法对其进行了验证。模型计算结果表明，气溶胶的增大过程由于受到溶解度的限制而存在临界湿度值，在该临界值以下时气溶胶不发生吸湿，但这未被其他严重事故分析程序所考虑。同时，基于某三代先进压水堆的特定严重事故工况，本文分析了干颗粒半径及湿度对气溶胶的平衡半径和自然去除系数的影响。结果表明:气溶胶的自然去除系数随干颗粒半径的增大将先减小后增加，并在1 μm时达到最小值；相同湿度下，干颗粒半径对气溶胶半径的最大增大比例的影响不大；湿度的增加对不同干颗粒半径气溶胶去除系数的影响不同。      

AHMED experiments on hygroscopic and inert aerosol behaviour in LWR containment conditions: experimental results

Hygroscopic NaOH, CsI, CsOH and inert Ag aerosol behaviour at different temperatures and relative humidities (RH) has been studied in a well instrumented and controlled vessel of 1.81 m³ total free volume. Homogeneous thermal-hydraulic conditions for aerosol measurement in the vessel were achieved. The aerosol number and mass concentration were measured continuously during the experiments using a Condensation Nucleus Counter and a Tapered Element Oscillating Microbalance. The particle size distribution and chemical composition in the test conditions were measured by Berner low pressure impactors. In the case of NaOH the half life of the aerosol mass concentration was more than four times longer at low RH (22%) as compared to high RH (96%). The half lives of the CsOH and CsI aerosols were only twice as long at low RH as compared to high RH. Thus at high RH (96–97%) the half lives of CsOH and CsI were twice as long as the half life for the NaOH aerosol. The faster decay of the NaOH aerosol is due to the smaller density decrease of NaOH during water condensation. CsOH particles grew rapidly to their equilibrium size at all humidities. The measured equilibrium size for CsOH aerosol agree well with the calculated particle size at different RHs. Experimental results were also compared with calculations obtained by severe accident computer codes. These calculated results will be presented in a later paper.     

通排风系统中239PuO2气溶胶微粒的流动特性

运用计算流体动力学(CFD)方法模拟研究了事故状态下有人员工作时,²³⁹PuO₂微粒在不同工况下的流动特性及其粒子轨迹。结果表明：工作间关门,有利于放射性气溶胶微粒及时从排风口排出。研究结果对工作人员在事故条件下规避放射性气溶胶的危害提供了重要的参考。     

核电站中气溶胶再悬浮的CFD研究

利用三维计算流体力学程序GASFLOW分析了气溶胶的再悬浮行为。通过拉格朗日粒子模型计算得出再悬浮率，并将所得结果与集总参数程序ASTEC的计算结果与国际标准例题中的STORM试验台架测试的SR11试验结果进行对比。计算结果表明，GASFLOW程序能较好地模拟气溶胶的再悬浮行为，且相对于集总参数程序而言，能清晰直观地展示不同时刻气溶胶的位置分布，可为压水堆核电站严重事故条件下的气溶胶行为分析提供参考。     

Thermal-hydraulic and aerosol containment phenomena modelling in ASTEC severe accident computer code

Transients in containment systems of different scales (Phebus.FP containment, KAEVER vessel, Battelle Model Containment, LACE vessel and VVER-1000 nuclear power plant containment) involving thermal-hydraulic phenomena and aerosol behaviour, were simulated with the computer integral code ASTEC. The results of the simulations in the first four facilities were compared with experimental results, whereas the results of the simulated accident in the VVER-1000 containment were compared to results obtained with the MELCOR code. The main purpose of the simulations was the validation of the CPA module of the ASTEC code. The calculated results support the applicability of the code for predicting in-containment thermal-hydraulic and aerosol phenomena during a severe accident in a nuclear power plant.     

福岛核事故应急监测气溶胶样品γ核素分析结果的修正

本文通过对福岛核事故期间应急监测工作的总结,发现了应急监测期间气溶胶样品γ核素分析结果需修正。样品中短半衰期核素,特别是采样时间和测量时间较长的样品需进行衰变修正,给出了采样、放置、测量时间衰变修正因子。在分析气溶胶样品中放射性核素活度浓度时,需考虑滤膜收集效率修正,文中采用双滤膜法给出了两种常用滤膜的收集效率。针对气溶胶中¹³⁷Cs的分析,介绍了有干扰峰的γ能谱解谱方法,并提出了分析气溶胶样品时降低干扰的措施。本文对气溶胶样品γ核素分析结果的修正方法,可为全国性核事故应急监测提供参考。     

池式鼓泡条件下气溶胶沉降效率研究

放射性气溶胶是核反应堆严重事故中最重要的产物之一，来源于固体裂变产物外漏和气体裂变产物的凝聚成核。池式鼓泡水洗是去除放射性气溶胶的有效途径，准确掌握其过滤效率，对于事故后源项控制和事故分析评价都具有重要意义。本文针对池式鼓泡条件下的气溶胶沉降特性展开深入的基础研究，借助先进的粒径谱分析技术，研究液相淹没深度、气相表观流速等参数对亚微米级气溶胶沉降效率的影响，探究气溶胶在上升气泡群内的沉降机理。本项目的研究成果可用于气溶胶沉降效率模型验证。     

Research on Aerosol Deposition Efficiency under Bubbly Scrubbing Condition

Radioactive aerosols as one of the most important products in serious nuclear reactor accidents are generated from leakage of solid fission products and condensation of gaseous fission products. Bubbly scrubbing is an effective way to deposite radioactive aerosols. It is of great significance for post-accident source term control and accident analysis and evaluation to accurately grasp its filtration efficiency. In this paper, an in-depth basic research was carried out on the aerosol deposition characteristics in rising bubbles. With the help of advanced particle size spectrum analysis technology, the influence of parameters such as liquid submersion depth and apparent gas phase velocity on the deposition efficiency of submicron aerosols was studied to explore the deposition mechanism of aerosols in rising bubbles. The research results of this project can be used to verify the aerosol deposition efficiency model, so as to improve the uncertainty of the analysis results of source term concentration under severe accident conditions.