华龙一号活化腐蚀产物沉积源项评估

根据国内外核电厂主管道上沉积源项的运行经验数据,分析了两种主要核素Co-58和Co-60的沉积活度随电厂运行时间的变化趋势。在此基础上,采用一回路活化腐蚀产物源项计算软件预估了华龙一号的活化腐蚀产物沉积源项。在参考国内广泛运行的M310机型设计源项确定方法的基础上,分析给出了华龙一号活化腐蚀产物沉积源项的设计源项和现实源项,并与国内二代核电机组和国际三代核电机组进行对比,结果显示三者均处于同一量级水平,华龙一号与国际三代核电机组相差不大,且优于国内二代核电机组。分析结果显示本文预估的沉积源项具有一定的可靠性,华龙一号核电机组在活化腐蚀产物源项控制方面具有一定的先进性。     

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。      

徐大堡核电厂严重事故后公众辐射风险分析

目前我国还没有制定核电厂严重事故后公众辐射风险的可接受性准则。本文提出了一种核电厂辐射风险评价方法,并结合我国徐大堡核电厂的厂址气象条件和人口数据,依据相应机型的二级PSA分析报告,使用MACCS程序对严重事故后公众辐射风险进行分析,并与美国、英国的风险评价准则进行比较,对我国风险可接受性准则的制定有一定参考意义。     

大容量钴源运输容器屏蔽研究

大容量钴源运输容器为运输工业用钴源而设计的专用设备。由于内容物放射性活度水平很高、衰变热很大,仅有少数国家具有设计能力,在国内的研制尚属首次。在对钴源运输容器的屏蔽设计研制过程中,突破之前的屏蔽设计技术束缚,采用MCAM程序与MCNP程序模拟计算钴源运输容器外的剂量率水平,并在设计过程中及时发现容器存在的设计缺陷,从而进行了设计改进,保证了容器满足国家标准要求的各项设计措施。目前这些设计措施已通过相关的试验验证。结果表明:针对大容量60 Co运输容器的关键技术制定的设计措施合理有效,充分保证了容器在经受国家标准中规定的正常运输条件和运输中事故条件下各项试验后容器屏蔽性能的完整性,确保钴源运输的安全。     

SRS-19模型和R&D 128模型在ERICA程序陆生生物辐射影响评价中的应用研究

ERICA程序是广泛应用于非人类物种辐射效应的评估程序。运用ERICA程序对某核电厂正常运行时陆生生物所受到的辐射剂量率进行估算和评价,鉴于ERICA程序中作为程序输入参数的特定场址的核素浓度难以获取,且程序不能对惰性气体进行计算,本文采用SRS-19模型计算核素浓度,并以半衰期较长的85Kr为例,初步尝试使用RD 128模型对惰性气体的辐射生物影响进行估算。结果表明,两模型对ERICA程序能够起到较好的补充作用,厂址周围各类陆生生物所受辐射影响不大。     

核电厂主控室取风口监测仪表设置研究

核电厂主控室取风口监测仪表是为了监测取风口处的放射性核素浓度或环境剂量率,并与通风系统联动,进行取风口的切换。在事故后根据正常取风口处的剂量率监测仪表的监测数据可从正常通风系统切换至带过滤功能的应急通风系统,根据两个应急取风口处的β活度监测仪表的监测数据选择污染物浓度较低的应急取风口。因此取风口处监测仪表的设置对事故后保证主控室区域的可居留性至关重要。本文针对主控室通风系统正常取风口和应急取风口的监测仪表的设置进行研究,利用某厂址一整年气象数据,根据华龙一号机型典型事故源项、通风系统设计性能及主控室建筑结构特征对事故情况下从正常通风系统切换到应急通风系统的报警阈值进行分析计算,并结合监测仪表的响应特征,针对大气释放阀释放、安全壳释放和高架释放3种释放类型,分析了相应事故工况下主控室双取风口在不同的切换间隔条件下主控室工作人员所受剂量,最后给出推荐的主控室双取风口最短切换时间间隔。本文对取风口监测仪表设置方法的探索和研究为未来同类主控室通风系统监测的设计和优化提供了参考。     

R&D 128和ERICA模型在陆生生物辐射剂量估算中的应用研究

RD 128和ERICA分别是英格兰和威尔士环境当局、欧共体推荐的估算非人类物种辐射剂量的模型。从陆生生物辐射剂量估算的原理、核素种类、参考生物种类、计算参数等方面对RD128和ERICA进行了比较和分析,并利用两个模型对我国某AP1000核电厂周围陆生生物辐射剂量率进行了计算,最后对比分析了两个模型的计算结果和优缺点。     

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。     

秦山核电二期工程冷停堆放射性峰值效应对化容系统净化设备的屏蔽设计影响

通过计算,验证在秦山核电二期工程辐射屏蔽设计中,采用0．25％的燃料元件破损率源项以及法国核电厂经验反馈数据来设计化学和容积控制系统(RCV)主要净化设备(过滤器和除盐器)的屏蔽,是否能够满足冷停堆后,由于氧化运行引起的更多放射性物质积累形成的高放射性峰值所造成的外照射辐射影响的要求,为新建同类型核电厂的辐射防护设计积累经验。     

离散纵标输运计算方法在压水堆核电厂41Ar活化源项分析中的应用

压水堆核电厂功率运行期间,反应堆压力容器外的环形空腔空气中所含的⁴⁰Ar被中子活化,形成具有放射性的⁴¹Ar。文章采用二维离散纵标输运计算程序DORT分析了反应堆堆腔区域的中子注量率分布情况,采用NJOY评价核数据处理程序,根据DORT分析得到的通量作为权重通量,利用基础评价核数据库ENDF/B-Ⅶ.0制作⁴⁰Ar中子俘获反应的微观截面,在此基础上,分析了百万千瓦级压水堆核电厂每台机组反应堆堆腔空气中⁴⁰Ar中子活化生成⁴¹Ar的生成率以及电厂⁴¹Ar的环境排放源项。文章给出的⁴¹Ar源项分析方法可作为压水堆核电厂设计中确定⁴¹Ar源项的最佳估算值的参考。