基于MELCOR与MCNP程序的安全壳剂量率计算方法

严重事故条件下,评估安全壳内的放射性剂量率水平对核电厂严重事故管理、应急响应等环节具有重要指导意义。本工作利用MELCOR程序模拟严重事故序列,计算不同核素组释放进入安全壳内的质量;利用ORIGEN2程序计算不同核素组的堆芯积存量及核素的γ源强;利用MCNP程序计算每组核素100%释放进入安全壳所产生的剂量率水平;最后根据拟合公式求解安全壳剂量率。中核核电运行管理有限公司30万千瓦机组安全壳剂量率的计算结果说明该方法切实可行。

堆芯损伤评价中安全壳内放射性核素浓度的计算

安全壳内放射性核素浓度的计算是确定安全壳辐射剂量率的重要环节,而安全壳辐射剂量率是堆芯损伤评价的重要参数之一。本文利用ORIGEN2程序,采用简化分析法和间接计算法分别对事故后3种典型核素在安全壳内的浓度进行分析计算,并对两种方法的可用性进行了讨论。根据分析可知,间接计算法能够更好的模拟核素的释放、衰变以及相互转化过程,建议在事故早期堆芯损伤评价过程中使用。但是若考虑事故发生较长时间后的安全壳内核素浓度,短半衰期核素影响已经很小,简化分析法是可用的。