核电厂气载放射性物质取样和监测标准分析

本文对比分析ISO 2889—2010和ANSI N13.1—1999中核电厂气载放射性物质的取样和监测要求,同时结合国内核电厂烟囱中气载放射性物质取样和监测现状,讨论了新标准执行的难点。分析结果给出了在新标准的应用中,目前烟囱气载放射性物质取样与监测设计需关注的几点。     

基于RG 1.183的先进小堆选址源项模型初步研究

在《用于评估核动力反应堆设计基准事故的替代放射性源项》RG 1.183所述的假想事故场景情况下,考虑目前大多数的先进小型压水堆地上-地下布置的设计特点,对传统大型压水堆选址源项计算模型做了改进:在原安全壳内放射性物质守恒方程的基础上,考虑辅助厂房的阻滞作用,建立辅助厂房内放射性物质守恒方程。并以某先进小型反应堆核电厂为例,利用新模型计算了代表核素的释放,与现有模型进行了对比。     

核电厂常规运行工况下放射性惰性气体和碘的释放源项计算

本文对核素在反应堆内部的产生、转移和释放过程进行了分析研究,计算了一回路冷却剂中放射性核素的浓度。并考虑了一回路系统中放射性核素向安全壳及其辅助厂房的泄漏,计算了由此带来的气载放射性核素活度的变化。同时,对秦山二期核电厂常规运行工况下气载流出物释放源项进行了计算,并与设计值和实际测量值进行了比较分析。从结果来看,本文计算值比实测值和设计值约大一个量级,本文计算方法可为核电厂气载流出物释放源项提供一个上限值。     

压水堆核电厂事故后厂房内气载放射性源项计算

事故工况下辐射防护设计是核电厂辐射防护设计的重要方面,事故后辐射源项作为事故后辐射分区以及人员剂量率评价的重要输入,其计算模型的确定是事故后辐射防护设计中最重要的部分。本文根据设计基准事故放射性后果的严重性,选取大破口失水事故(LOCA)开展事故后辐射防护设计,自主建立事故后气载放射性物质的扩散模型,并验证了源项计算模型的正确性。     

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。     

台山核电厂核岛厂房土建安全设计技术

介绍台山核电厂核岛厂房土建安全设计特点,阐述参考欧洲第三代核电技术(EPR)的核岛厂房在保障核安全,实现核电厂反应性控制、核燃料冷却和放射性物质包容3大基本安全功能上的作用,增强社会大众对CEPR核电厂多层安全防御体系的认识。     

压水堆核电厂厂房内气载放射性活度的分析与评价

介绍压水堆核电厂厂房内气载放射性活度计算的基本方法。根据相关1000 MW级压水堆核电厂的设计经验,分析正常功率运行、停堆余热排出和反应堆压力容器顶盖打开的各阶段惰性气体、裂变产物、活化腐蚀产物和氚的气载活度浓度。由燃料包壳破损和氧化操作导致的主回路碘峰及活化腐蚀产物急速增加,特别对余热排出阶段引起气载活度浓度升高的现象进行了详细计算。最后,基于核电厂各运行阶段的气载放射性活度变化趋势,就运行人员的内照射防护措施和通风排气设计提出改进意见。     

确定核电厂气载放射性流出物排放限值的设计方法研究

为了使核电厂的气载放射性流出物排放所致环境公众辐射剂量满足法规标准要求,本文从辐射防护剂量限值、大气污染物扩散规律及核电厂源项特点等方面考虑,通过实例分析,探讨了确定核电厂气载放射性流出物排放限值(排放率、排放浓度、地面浓度限值)的设计方法,提出了限值的建议值,并与已有核电厂的气载流出物排放报警阈值进行了验证,确认了方法的合理性。     

模块式高温气冷堆正常运行工况下气载放射性物质向环境释放量的计算方法

模块式高温气冷堆正常运行工况下向释放的气载放射性物质主要有６种来源，本文介绍了计算这６种来源的气载放射性物质向环境的释放量的方法。     

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。     

核电厂事故条件下内部泄漏途径对主控室可居留性剂量影响研究

为充分考虑事故条件下内部泄漏途径对核电厂主控室可居留区内工作人员的辐射安全影响,建立了考虑内部泄漏途径的放射性物质迁移模型,改进了舱室模型,分析了事故工况下主控室可居留区及周围非居留区厂房内放射性物质活度,开展了国内某核电厂主控室可居留性剂量计算分析,并对贯穿件泄漏率进行了敏感性分析。分析结果表明:考虑了内部泄漏途径的方法计算所得主控室可居留区内工作人员的甲状腺当量剂量分别是未考虑内部泄漏途径的8.704倍和120.749倍,其中以吸入内照射途径引起的有效剂量增加及甲状腺当量剂量增加尤为显著,有效剂量达到0.628 mSv,甲状腺当量剂量达到6.32 mSv,低于HAD 002/01-2019中的限值。贯穿件泄漏率的敏感性分析表明,在核电厂事故工况下,主控室可居留区内工作人员的有效剂量和甲状腺剂量与贯穿件泄漏率呈现出较为明显的线性正比关系。根据本文的研究结果对我国核电厂主控室及贯穿件的辐射防护设计提出了改进建议。      

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。     

利用福岛第一核电厂事故期间环境监测资料反推事故释放源项

2011年3月11日,日本福岛核事故导致放射性物质向大气环境的大规模释放。本工作利用大气数值预报模式WRFV2.2.1和大气弥散模式CALPUFF,对事故期间放射性物质的大气输运和弥散进行了模拟。应用大气释放源项的逆推算方法,结合单位释放率条件下的大气弥散模拟结果和环境监测数据,对福岛第一核电厂1到3号机组向大气环境释放的放射性核素总量进行了评估,推算的131I和137 Cs气载释放量分别为8.6×1016 Bq和8.6×1015 Bq。     

核电厂事故情况下气载放射性物质所致地面照射剂量的评价

核电厂事故情况下,气载放射性物质沉积导致的地面照射剂量是场外公众辐射剂量的重要组成部分。本文选取~(90)Sr、~(137)Cs和~(239)Pu等核素,结合其物理去除作用以及再悬浮过程,分析了核电厂事故后地面照射中沉积外照射和再悬浮吸入内照射所致的公众辐射剂量随时间的变化规律。     

船用堆事故下喷淋系统对放射性核素去除能力计算分析

船用堆严重事故情况下气载放射性物质的释放对操作人员危害较大,本文选取典型失水事故,基于严重事故一体化计算程序MELCOR,对喷淋系统放射性核素的工程去除能力进行评估,通过改变喷淋参数,研究喷淋条件对减少气载放射性物质的影响。结果表明:在相同的喷淋条件下,改变喷淋系统投入阈值,会使放射性核素的释放总量发生变化;喷淋系统的投入能减少卤素、碱金属气载量,但对惰性气体去除能力有限;随着喷淋液滴粒径的减小,喷淋对气载放射性物质的去除作用加强;喷淋剂pH的改变对气载放射性物质在喷淋中的去除效果无显著影响。     

华龙一号安全壳厂房排放源项估算模式的构建思考

研究了M310机组及AP1000的安全壳厂房的气载流出物排放源项模式,分析了华龙一号安全壳厂房空气净化系统、小扫气运行和大扫气运行及相关系统的运行方式,结合相似电厂的运行经验,给出了华龙一号安全壳厂房气态流出物排放源项的数学模式的构建方案及过程,依据虚拟电厂设计参数和经验参数,计算了三种模式下的排放源项估算结果,分析了不同模式的估算结果的差异原因,给出了模式选取建议和其他合理化建议。     

燃料破损情况下压水堆一回路冷却剂外漏源项分析

对压水堆核电站在燃料破损情况下、一回路冷却剂发生外漏时,反应堆厂房内的气载放射性源项进行讨论,并介绍两种放射性惰性气体源项的计算方法。     

秦山核电二期工程事故源项分析

针对核电厂可能发生的设计基准事故,分析了事故发生后放射性物质的产生、迁移和释放途径,从而得出放射性物质向环境中的释放量,用于剂量后果计算.文中介绍了秦山核电二期工程事故源项分析的范围、假设、方法以及所采用的程序,并对事故源项分析的结果进行了讨论.     

安全壳空气净化系统计算分析

M310技术的吸收奠定了我国目前商用核电站设计的技术基础,随着我国核电技术的发展,引进技术不能完全满足新型核电厂的设计。安全壳空气净化系统用于保证安全壳内安全的工作条件,新堆型核电厂的设计与在运电站相比变化较大,必须重新计算系统的容量,但是对于安全壳内放射性物质的过滤计算,我国尚无相对成熟的计算方法,本文选用行业内不同领域的相关计算方法进行推算分析,以期找到有关系统容量计算的合适方法。结果表明:全面通风、活度平衡计算方法可定性分析本系统容量和运行时间,类比计算只能简单确定系统风量,洁净室计算方法不适用于本系统,气载放射性浓度与时间相关的微分方程还需进一步研究;在参考时间段内,有害物散发量不变的情况下,系统风量与自由容积成比例,在固定风量情况下,净化时间与自由容积成比例。     

核电厂气载排出流放射性监测系统优化设计

根据有关法规标准和核电厂气载排出流放射性监测现场运行经验,对核电厂气载排出流放射性监测系统进行了优化设计。设计中,给出了核电厂烟囱气载排出流取样代表性验证试验的方法和流程,设计了烟囱气载排出流的全量程放射性监测系统,采用比值控制方案控制气载排出流的取样流量,提出了基于粒子群优化改进算法的控制器参数智能优化方法,构建了基于现场总线和冗余通讯网关的放射性监测系统总体网络结构。