反应堆主冷却剂裂变产物源项计算研究

反应堆主冷却剂裂变产物设计基准源项是根据假定的燃料包壳破损率,通过机理性模型计算得到的。本文用ORIGEN2．1程序计算得到燃料中产生的与时间相关的裂变产物总量,通过接口程序将计算需要的裂变产物总量选出作为主冷却剂中裂变产物活度计算的源项。在主冷却荆源项计算中,全面考虑了核素的产生和消亡途径。     

秦山三期60Co调节棒提棒后控制棒驱动机构气空间氘气可燃性安全评价

由于控制棒驱动机构气空间内的氘气不能完成参与气体复合,而⁶⁰Co调节棒提出重水液面后棒表面温度较高,因此,需分析气空间内氘气的可燃性。本文采用理论计算加试验的方法,分别确定了⁶⁰Co调节棒提出重水液面后的温度及氘气混合气的可燃浓度和所需的最小点火温度。通过分析表明,在正常运行20个月内,⁶⁰Co调节棒提棒不会造成氘气混合气的爆燃。     

应急设施可居留性分析的严重事故源项初步探讨

以先进压水堆核电厂为对象,开展了适用于应急设施可居留性评价的严重事故源项分析方案研究,覆盖了堆芯释放、安全壳内自然去除、放射性物质向环境释放途径等。结合非能动安全壳冷却系统的特征,重点研究了安全壳可能的失效行为,论证了安全壳在事故后24h和72h失效工况的辐射影响。结果表明:两种工况放射性释放水平均达到了INES(国际核事件分级)第6级的水平,属于比较严重的核事故;133 Xe、131I为主导核素组的主导核素,所释放的133 Xe介于WASH-1400中PWR2~PWR4之间的水平,131I介于PWR5~PWR6之间水平。同时,以国内某沿海厂址为例,评价了两种工况下应急指挥中心(EOF)工作人员的有效剂量,均可满足100mSv的剂量限值要求。     

事故下CAP1000核电厂主控室剂量特征研究

核电厂事故期间,为使主控室工作人员能够坚守岗位缓解事故后果,必须保证主控室的可居留性。放射性水平作为主控室可居留性的重要考虑因素,主控室人员接受的剂量必须满足相关标准导则的要求。本文以弹棒事故为参考工况,对事故情况下主控室的剂量特征进行了分析,给出了不同通风模式下的剂量结果,不同释放途径和不同核素组对剂量的贡献,以及剂量随时间的变化情况。针对CAP1000主控室非能动应急可居留系统设计,对该系统关键参数对剂量影响的敏感性进行了分析。研究结果为进一步深化事故后主控室剂量分析和可居留性优化改进提供了支持。     

核电厂氚的产生和排放分析

研究核电厂中氚在堆芯和主冷却剂中的产生方式,以及进入环境的途径、形态和排放量,是核电厂辐射环境影响评价非常重要的内容之一。本文通过分析压水堆核电厂中的主冷却剂系统、辅助系统、三废系统和厂房通风系统的运行模式,结合国际上的运行经验参数,研究主冷却剂中的氚排放进入环境大气的途径和形态。研究结果表明:理论计算分析结果与电厂运行经验数据相吻合,氚主要通过燃料棒中的三元裂变,可燃毒物棒中硼的活化以及主冷却剂中硼、锂和氘流经堆芯时的活化产生,主要以液态氚水形式排放,影响气液两相分配份额的主要因素取决于主冷却剂向反应堆厂房和辅助厂房的泄漏率。     

基于AST方法的AP1000失水事故放射性后果评价

本文系统地阐述了可替代源项(AST)进行AP1000失水事故剂量分析的基本方法,介绍了可能的放射源、安全壳内去除机制及放射性物质环境释放途径。为了评估失水事故造成的放射性性后果,针对国内某AP1000滨海厂址实际特征,计算了主控制室工作人员有效剂量、非居住区边界及规划限制区外边界公众剂量,剂量结果分别满足HAD 002/01-2010及GB6249-2011限值要求。同时,通过对关键参数的敏感性分析,进一步确定了对剂量起主导作用的核素组,并且研究了个体年龄及运动状态对其所接受剂量后果的影响。     

CORA程序介绍和在腐蚀产物控制措施上的应用

为了便于国内核电厂进行较为深入的腐蚀产物产生、分布和控制措施等研究,对腐蚀产物的产生和物理特性、CORA程序的原理及使用范围、国际上采用CORA程序对核电厂腐蚀产物控制措施的情况、辐射场监测和集体剂量分析等方面的经验进行了研究,并采用CORA程序对AP1000核电厂主要的腐蚀产物控制措施进行了分析。通过研究得出如下的结论和建议:CORA程序适用于当核电厂设计条件发生变化时,对电厂中腐蚀产物的影响进行评估;国外广泛采用CORA程序应用于核电厂辐射场测量和腐蚀产物控制措施研究中;CORA程序计算可说明AP1000核电厂中采用的主要控制腐蚀产物的措施,如控制蒸汽发生器传热管钴含量、提高向反应堆冷却剂中注入的Li OH浓度等措施对于控制腐蚀产物是有效的;建议国内核电厂广泛应用CORA程序以研究电厂中辐射场的变化及腐蚀产物的控制措施。     

SGTR事故并发碘尖峰研究

结合实际电厂运行经验数据,提出了一种新的蒸汽发生器传热管破裂事故并发碘尖峰分析方法,并对新方法的合理性和保守性进行了分析。最后,将现有方法和新方法运用到实际电厂进行案例分析,结果表明,新方法得到的剂量结果可以满足我国国标的剂量验收准则。     

安全壳通风系统放射性净化定量分析

以先进压水堆核电厂为对象,开展了正常运行工况安全壳内气载放射性产生方式研究,并构建了分析模型,包括冷却剂泄漏及40Ar中子活化。在此基础上,定量的论证了安全壳空气过滤系统对放射性净化作用,结果表明:无排风净化情况下安全壳大气内放射性水平较高,可达DAC(导出空气浓度)限值15.5倍,应实行较严格的措施限制人员进入;通过敏感性分析,识别出85Kr及133Xe为主导核素,由于这些核素半衰期较长,仅依靠衰变较难去除,采用每周定期20 h净化方案可解决该问题。同时,进一步研究了降功率并发碘尖峰机理模型,论证了停堆工况通风策略的有效性,结果表明:实施大风量净化可在进入冷停堆状态时将安全壳内气载放射性降到DAC限值,为人员在安全壳内进行长期操作提供了条件。