压水堆燃料组件内放射性源项计算与分析

反应堆堆芯中核燃料发生裂变时,产生了大量的放射性物质,给核电厂环境保护带来了挑战。燃料组件内的放射性源项是反应堆冷却剂放射性源项屏蔽设计、事故源项分析和放射性后果评估的基础。本文针对压水堆开展燃料组件内放射性源项的计算研究,采用ORIGEN-S程序,建立合适的计算方法,研究不同燃耗下燃料组件内源项计算结果的差异,并对比分析了不同版本的ENDF/B截面库对计算结果产生的影响,为压水堆燃料组件内放射性源项的计算提供参考。     

中国高温气冷堆核电示范工程环境辐射影响初步分析

对我国高温气冷堆核电示范工程(HTR-PM)进行了环境辐射影响分析和评价.内容包括堆芯放射性总量的计算、正常运行工况下放射性核素的年释放量、事故源项的分析计算以及正常运行和事故情况下辐射剂量的估计.分析结果表明:正常运行工况下,HTR-PM放射性释放对公众成员可能产生的辐射剂量远低于我国目前的法规要求;设计基准事故情况下对公众成员可能产生的辐射剂量明显低于需要在场外采取隐蔽措施的通用干预水平.     

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。     

中国先进研究堆事故源项分析

研究建立了中国先进研究堆（CARR）在事故工况下放射性核素从燃料芯块向环境释放的数学模型。根据CARR初步事故分析结果，对可能导致放射性向外界释放的5种事故工况（小破口失水事故、换热器传热板破裂事故、重水回路管道破裂事故、燃料操作事故、冷却剂流道堵塞事故）以及假想的3盒组件燃料板熔化超设计基准事故进行了源项分析，分别给出了不同事故和释放途径下释放到环境的放射性核素的量，以防止事故情况下公众和环境遭受过量放射性损伤。     

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管道破裂事故源项的计算分析

当压水堆核电厂发生事故后,带有放射性的核素会通过破损处释放到环境中,从而危害核电厂周边环境及相关人员的安全,因此对事故后释放到环境中的放射性源项分析,对于核电厂的辐射防护具有重要意义。本文根据事故发生的频率以及后果严重程度,选取蒸汽发生器传热管破裂事故(Steam Generator Tube Rupture,SGTR)进行分析。事故分为事故前碘尖峰释放和事故并发碘尖峰释放两种事故工况,建立事故后放射性核素迁移和扩散计算模型,同时使用先进压水堆AP1000参数进行计算验证,并重点关注惰性气体和挥发性核素碘在环境中的放射性活度。计算结果显示:使用文中计算模型计算的放射性源项与设计源项比较一致,在两种工况下,惰性气体的释放活度与设计源项吻合较好,但碘的释放活度有明显差别。     

“华龙一号”反应堆乏燃料组件辐射源项计算

随着裂变材料的消耗,锕系核素(AC)和裂变产物(FP)随之产生。AC和FP是核电厂放射性源项的主要来源。准确地计算压水堆燃料组件中AC和FP的核素积存量可为后续燃料循环过程和乏燃料管理提供可靠的数据基础。本文中介绍了乏燃料组件源项的计算方法,并结合"华龙一号"反应堆的功率运行方案,给出了利用CASMO-SNF和SCIENCE-SMART程序计算得出的乏燃料组件放射性活度、衰变热、中子/γ能谱等结果。     

压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项计算研究

压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项为环境影响评价的源头。通过对压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物的释放途径及其计算基准的研究,得出了各类型压水堆核电站通用的运行状态下气液态放射性流出物源项计算模型,并分析讨论了主要的影响因素。根据建立的计算模型,采用CPR1000机型的设计参数,计算了CPR1000机型气液态放射性流出物源项预期值,并与大亚湾和岭澳核电站实测值进行了比较。比较结果表明,模型计算结果可包络实测值,计算模型具有一定的保守性。     

压水堆核电厂气液态放射性流出物源项计算程序CPGale的开发北大核心CSCD

分析了压水堆核电厂运行状态下气液态放射性流出物的产生和排放途径,建立了压水堆核电厂运行状态下气液态放射性流出物源项的计算模型,开发了具有良好人机界面的计算程序CPGale,并采用国内在役压水堆核电厂的流出物源项实测值对程序进行了验证。结果表明,基于CPGale程序计算所得流出物源项相比实测值具有适度的保守性,可满足工程设计的需求。     

CNSC乏燃料组件运输容器临界安全分析

临界安全作为乏燃料组件运输容器的一项重要安全指标,需经过计算和分析以判断其是否满足法规标准。为分析中国核工业集团有限公司(China National Nuclear Corporation,CNSC)乏燃料组件运输容器临界安全设计是否满足《放射性物品安全运输规程》的要求,使用蒙特卡罗程序MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)构建了保守临界计算模型,对正常和事故工况下CNSC乏燃料组件运输容器进行了临界计算分析。分析表明:正常运输条件下单个货包和货包阵列的k_(eff)最大值为0.804 25,小于次临界限值,临界安全指数为0;事故工况下单个货包和货包阵列的k_(eff)最大值为0.813 17,小于次临界限值,临界安全指数为0。可见,正常和事故工况下,CNSC乏燃料组件运输容器的keff最大值均小于0.94的次临界限值,临界安全指数为0,满足法规标准要求。     

大亚湾核电站实施18个月换料的放射性后果评估

针对大亚湾核电站实施18个月换料技术改造的特点，计算了大亚湾核电站在正常运行工况下以及各种设计基准事故工况下对周围环境的放射性后果。计算结果表明，大亚湾核电站实施18个月换料技术改造后，正常运行工况安全设施的性能满足GB6249－86的要求。     

池式钠冷快堆事故源项计算方法研究及其应用

针对传统轻水堆事故源项计算方法不适用池式钠冷快堆的问题,分析可能发生的设计基准事故和超设计基准事故的释放路径,研究建立适用于池式钠冷快堆的堆芯损伤类、泄漏类和钠火类事故源项计算方法。结合示范快堆的6种典型事故：1盒燃料组件瞬时全部堵塞事故、反应堆堆本体覆盖气体边界泄漏事故、一次氩气衰变罐破损事故、主容器泄漏事故、一回路外无保护套管的钠净化管道泄漏事故和一回路无保护套管的外辅助管断裂或泄漏合并隔离阀关不住事故,开展事故源项计算及其剂量后果评价。结果表明：6种事故的放射性后果均低于GB 6249-2011的要求。该方法还可为回路式钠冷快堆、铅铋快堆以及气冷快堆事故源项计算提供参考。     

基于NECP-Bamboo程序的商用压水堆乏燃料组件核素成分分析

乏燃料组件核素成分的精确计算是乏燃料临界安全分析等工作的输入条件，放射性源项计算是乏燃料组件核素成分分析的典型应用。国内现有程序由于存在数据库中核素种类不全、辐照过程无法完全模拟等弊端，限制了乏燃料后处理安全分析的可靠性和经济性。本文基于完全自主化的压水堆堆芯分析软件NECP-Bamboo,研发了商用压水堆乏燃料组件核素成分计算程序Bamboo-SFuel,利用辐照后实验(PIE)实测数据对核素成分进行了定量验证与分析，通过与Scale程序包计算结果进行对比验证了程序源项计算的精度，还探究了不同燃耗数据库对核素成分和源项计算结果的影响。数值结果表明，Bamboo-SFuel能精确分析不同辐照条件下商用压水堆乏燃料组件的核素成分和放射性源项，使用NECP-Bamboo程序中不同核素数目的燃耗数据库对重要核素成分计算结果影响不大，但对总的放射性源项计算结果影响较大；基于内置的包含1 547种核素的燃耗数据库，该程序可同时给出可靠的乏燃料临界安全分析和辐射安全分析关注的重要核素成分。     

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。     

VVER-1000型机组正常运行气液态流出物源项计算

田湾3、4号机组采用俄方设计制造的VVER-1000型反应堆,其正常运行气液态流出物排放源项是检验核电厂设计是否满足国家相关环境标准的重要指标,是辐射防护最优化设计的重要内容之一。以我国压水堆核电厂源项框架体系为基础,通过分析田湾核电站相关工艺系统流程,选取合适的工艺回路部件数学模型,采用电厂设计以及实际运行经验参数,分别计算了设计与现实排放源项,并与俄方计算结果进行对比,说明采用新源项框架体系下气液态放射性流出物的变化情况。     

简化源项计算方法

利用程序包STCP估算核电厂在发生严重事故情况下释放到环境的放射性源项需要耗费大量计算机时间和费用。所以,对所有感兴趣的事故情景完成源项程序包的计算实际上是不可能的。为此,发展了一个简化源项计算方法。它的基本思想如下:首先利用STCP计算几个选择的序列,然后根据放射性释放和事故进程的特点处理和分析由STCP计算得到的结果,得出一些特定参数,其它事故序列的源项能够通过这些参数的重新组合得到。     

我国大型核电站燃料组件生产线运行对辐射环境的影响

本文对我国大型核电站燃料组件生产线运行8年来的辐射环境影响进行综合分析和评价。结果表明,在正常运行工况下,放射性流出物对厂区周围公众造成的年最大个人有效剂量为7.26×10-4mSv;半径为80 km范围内的集体有效剂量8年来累积为156.4人.mSv,年平均为19.5人.mSv;气载放射性流出物对集体剂量的贡献约占98.5%。     

基于偏离效应核素筛选方法的水冷聚变堆源项计算

活化腐蚀产物是水冷聚变堆正常运行过程中主要的放射性源项，一般采用解析方法求解，但解析方法无法在满足精度要求的同时提高计算效率。本文提出一种基于定量化偏离效应分析的核素筛选方法，以放射性活度和剂量率2个参数定义偏离效应指标，通过分析偏离效应指标，筛选出满足接收准则的核素，以确定计算所需要的目标核素，这种分析方法既能满足精度需求，又能提高计算效率。将该核素筛选方法应用于国际热核聚变实验堆（ITER） 限制器-外包层水冷回路 （LIM-OBB）的活化腐蚀产物源项分析，并与此问题下的高精度基准解进行对比。结果表明，57Co、58Co、55Fe、51Cr等主要活化腐蚀产物核素的比活度计算结果相对于基准解的偏差均控制在1.5%以内；应用核素筛选方法后的计算效率相对于基准解的计算效率提高了279倍。      

压水堆核电厂正常运行裂变产物源项框架研究

简要分析了M310/CPR1000、EPR和AP1000三种堆型正常运行裂变产物源项计算中存在的问题,结合法规标准的要求,以及近年国内核电厂的运行实践、源项审评和研究成果,从源项应用目的出发,研究提出了一套适用于我国压水堆核电厂裂变产物源项计算的框架。该框架理顺了核电厂裂变产物源项的计算流程,规范了不同堆型核电厂裂变产物源项的计算方法,为解决国内核电厂裂变产物源项计算中长期存在的问题提供了基础,可供核电厂源项计算时参考。     

核电厂退役源项分析

为指导核电厂退役过程中的环境影响评价和人员辐射防护,需要对退役过程中的放射性源项进行分析。通过对退役三个阶段的放射性源项产生机理进行研究,分析得出堆芯周围金属结构的活化源项,以及沉积在主辅回路的活化腐蚀产物,是退役源项的主要贡献,典型放射性核素包括~(60)Co、~(63)Ni、~(110m)Ag等。给出了基于中子辐照史的活化源项计算方法,可用于退役源项的定量估算。     

300~#反应堆最终装载燃料组件源项评估

快速补全运行历史数据库。改进后的ORIGEN2程序及其辅助程序计算流程化,可适应短运行时段。利用其计算多个时刻反应堆最终装载下燃料组件的源项数据,以此确定反应堆乏燃料外运时间表,从而能及早开展反应堆退役相关工作。计算结果提供的数据,是外运时辐射防护评估的主要依据。