极端事故下西安脉冲堆放射性后果分析

本文将地震作为初因事件,以严重事故中极少发生的全部燃料元件破损作为西安脉冲堆(XAPR)的包络性事故,使用ORIGEN2软件计算了XAPR燃耗末期气态裂变产物的放射性活度,并以保守的释放模型计算释放源项;采用STOERNEU软件计算分析了该事故下的场外放射性后果。结果表明,在极端的全部燃料元件破损事故下,在事故发生后0～8h时段释放的最大总放射性源项为4.50×1012Bq,场区100m边界处的公众最大个人有效剂量为5.47mSv,公众最大个人甲状腺当量剂量为129.74mSv,远低于国家标准(GB6249)中规定的重大事故剂量参考水平,略低于需要在场外采取隐蔽措施的通用干预水平。本文结果可以作为安全分析报告中后果分析的补充。

利用可选择源项分析大破口失水事故的放射性后果

阐述了应用可选择源项分析设计基准事故放射性后果的基本方法,并以900 MW核电厂为研究对象,利用一体化安全分析程序分析大破口失水事故的放射性后果,包括主控室、非居住区边界和低人口密度区外边界的剂量计算,并与美国核管会(NRC)管理导则1.183中的剂量准则相比较,结果均在可接受值之内。

核电厂严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价

提出一种严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价方法。通过预先计算通风后安全壳的释放份额和1%初始堆芯总量释入安全壳时的公众个人终身剂量,以及通过事故下安全壳的辐射监测仪表间接得到堆芯向安全壳的释放份额,能够快速评价厂外不同距离处公众的个人终身剂量,它可为严重事故的管理和厂外应急策略的实施提供强有力的支持。

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,正常运行工况以及各种设计基准事故工况下造成的环境放射性后果是可以接受的,电站现有的三废处理设施和工程安全设施的性能满足GB6249-86的要求。

双层安全壳压水堆LOCA事故的放射性后果分析审查

压水堆冷却剂丧失设计事故后果分析主要涉及释放源项、大气弥散和场外辐射后果三个方面。针对具有双层安全壳的压水堆冷却剂丧失设计基准事故,简述了放射性后果分析方法,计算了场外放射性后果,并对放射性后果审查中应当注意的几个问题进行讨论:(1)事故源项。通常可分别考虑为释放到内层安全壳的源项,以及释放到环境的源项。前者主要取决于堆芯裂变产物的积存量,后者不仅与释放到内层安全壳的裂变产物有关,而且与自然的和工程的清除过程以及外层安全壳的缓解作用密切相关。(2)大气弥散因子的计算。根据环境资料的获取情况,可以按照NRC R.G.1.4给出的确定论方法进行保守的估计,也可以按照NRC R.G.1.145描述的概率论方法进行估算。(3)场外放射性后果。主要考虑隔离区边界和低人口区外边界的个人剂量,包括全身剂量和甲状腺剂量。

船用堆包壳破损状态下稳压器高点放气放射性后果分析

建立了停堆后稳压器高点放气放射性后果计算模型,并将MELCOR程序计算的包壳破损状态下稳压器内源项耦合到该模型中进行堆舱放射性仿真计算。对稳压器高点放气进行放射性后果计算分析,评估了停堆时间长短、不同包壳破损率等关键因素对船员的放射性后果影响。针对包壳破损状态下稳压器高点放气导致的放射性危害,提出了相应的辐射安全对策措施。

RG 1.183修订对核电厂设计基准事故(DBA)放射性后果分析的影响研究

RG 1.183(核电厂设计基准事故(DBA)放射性后果评估所用源项分析导则)规定了核电厂DBA放射性后果分析过程中应遵循的设计原则、假设条件和验收准则等重要内容。自2000年首次出版RG1.183(0版)以后,美国核管会(NRC)仍致力于导则技术内容的研究,在导则完善方面开展了大量工作。2009年,基于上述研究成果,NRC起草了RG 1.183的修订稿(DG-1199),随后根据业界反馈意见对DG-1199进行了修订并拟在此基础上对原有的RG 1.183进行升版。考虑到RG 1.183对DBA放射性后果分析的深远影响,本文以AP1000核电厂作为参考电厂,对RG 1.183(修订版)中更新的内容开展了合理性评估以及影响分析,从而排除该导则的更新对目前的DBA放射性后果分析造成的影响和冲击的可能性。

美国核管会关于核动力厂放射性后果分析的审管进展

介绍了美国核管理委员会新版的轻水堆核动力厂安全分析报告标准审查大纲中放射性后果分析的审管进展,讨论了委员会对放射性后果分析的见解。

利用可选择源项分析SGTR事故放射性后果的研究

介绍了可选择源项的基本假设和剂量计算的基本方法,采用一体化核电厂安全分析程序以及美国NRC RG 1.183中定义的放射性源项和方法,评估了900 MW级核电厂发生蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故后的放射性后果,并计算了主控室、非居住区边界和低人口密度区外边界的剂量值。将计算结果与剂量准则进行比较,其结果完全在可接受的范围内。

船用堆大破口失水事故放射性后果分析

本文以严重事故分析程序MELCOR为计算工具,建立了某型船用堆的计算模型,研究了某型船用堆发生冷段双端断裂大破口失水事故的源项行为及放射性后果。分析了惰性气体Xe与挥发性气体CsI的释放、迁移和舱室分布规律,并对通风系统投入时机进行研究。结果表明:为保证堆舱临舱的剂量辐射在剂量限值内,应于事故发生后10min内投入全船通风。否则,应于全身剂量和甲状腺剂量达到剂量限值前及时采取防护措施。

MSLB事故源项及放射性后果分析

建立了AP1000核电厂主蒸汽管道破裂(MSLB)事故的保守分析模型。采用RG 1.183中定义的替代源项(AST)方法,计算了事故前碘尖峰和事故并发碘尖峰两种情况下释放的总有效剂量当量(TEDE)值,并分析了功率水平、蒸汽发生器水装量、分配系数等因素对TEDE值的影响。结果表明,极限工况的TEDE值在RG 1.183及GB 6249—2011规定的可接受限值范围内。

核电厂选址放射性后果分析的几个问题

厂址安全、环境保护和应急准备是评价核电厂厂址适宜性主要关注的3个方面。本文概述了核电厂选址法规的基本要求,以及目前核电厂选址放射性后果分析中存在的问题,对选址阶段放射性后果审查中应当注意的几个问题进行了讨论。

小型堆断电事故下放射性后果研究

小型堆发生断电事故会造成严重的放射性后果,本文以MACCS程序为仿真工具,建立了断电事故放射性后果计算模型,评估了事故下全身有效剂量当量和肺、甲状腺、红骨髓吸收剂量水平。结果表明,在下风轴线上离源1.63 km内,将出现死亡效应,而在2 km内会出现甲状腺机能衰退;在下风轴线上距离源6.7 km内,建议人员采取服碘防护措施;在下风轴线上距离源约8.5 km内,人员需要紧急撤离;在下风轴线上距离源15.6 km内,人员需要紧急隐蔽;在下风向距离源34 km范围外,人员几乎不受放射性的影响。研究结果可为小型堆断电事故下的应急救援提供一定的技术支持。

华龙一号蒸汽发生器传热管6 mm破口事故放射性后果分析

当蒸汽发生器传热管发生6 mm的小破口时,在控制系统的作用下,一、二回路热工水力参数将不会触发热工保护信号。在瞬态过程中,带放射性的一回路冷却剂通过破口进入二回路系统,导致二回路放射性水平升高,触发二回路放射性高报警系统,操纵员根据放射性报警信号采取相应的缓解手段,将机组后撤到安全停堆状态。本文采用CATHARE程序开展了热工水力分析,结合分析结果,采用保守的源项分析方法,评价了该事故瞬态导致的放射性后果。分析结果表明,通过放射性报警信号,操纵员及时识别并隔离破损的蒸汽发生器(SG),瞬态过程不会对公众造成严重的放射性后果。

释放份额对容器跌落事故的放射性后果影响分析

乏燃料容器跌落事故为乏燃料容器在移动过程中发生机械故障,使乏燃料容器跌落至地面的事故.此事故可能导致乏燃料容器以及容器内部组件发生破损,使放射性物质从容器中释放至厂房中,再经厂房通风至环境中.其中,释放份额对放射性后果存在较大影响,释放份额包括容器中破损的组件比例,破损组件释放到容器中的比例以及容器破口释放至厂房中的比例.文章将比较相关法规标准对容器跌落事故释放份额的设定,并进行放射性后果评价和对比.

船用堆SGTR事故下舱室放射性活度分析

分析了船用堆蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故的进程,采用热工水力计算耦合放射性源项分析方法,建立放射性核素迁移、泄漏的数学模型,计算了该船用核动力装置特定舱室的放射性活度,为SGTR事故放射性后果分析、辐射防护措施制定提供了依据。该模型已应用于船用堆典型运行事故放射性后果分析平台。

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故后果分析中若干问题的讨论

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故是核电厂安全分析报告需要评价的一个重要的设计基准事故,随着该事故的工况分类由极限事故变更为稀有事故,其放射性后果不能满足我国放射性后果验收准则的要求。本文从SGTR事故放射性后果评价的计算假设、事故源项、验收准则及国内外的实践情况等几方面进行讨论,认为应对SGTR事故作进一步的研究,寻求从设计上的解决方案,同时还应结合SGTR的事故特征给出更为合理的验收准则。

船用堆失水事故元件包壳破损温度阈值及气隙释放后果计算研究

针对船用堆特殊安全性要求,对船用堆失水事故包壳破损温度阈值进行研究。摒弃以往的保守假设,采用最佳估算模型,得到合理的温度阈值,并采用MELCOR程序对典型破口事故下包壳破损份额及气隙释放的放射性后果进行了计算。计算结果为评估舱室剂量、保障运行人员安全提供了依据。

海洋核动力平台装卸料过程辐射后果评价研究

为提高海洋核动力平台核安全管控水平,本文针对海洋核动力平台装卸料过程,采用ORIGEN-Ⅱ程序对堆芯方案一和堆芯方案二进行核素的中子辐照以及衰变计算,从而确定堆芯累积的放射性核素活度、质量和光子能谱等。然后,采用MCNP和MELCOR程序对海洋核动力平台乏燃料吊装过程卡滞事故、乏燃料吊装跌落事故、乏燃料冷却异常事故、放射性废物泄漏事故等典型事故进行分析计算,获取事故下的精细三维辐射场分布。该研究可为海洋核动力平台核安全分析和核应急决策支持系统提供重要技术支持参数。

破裂事故后果在压水堆核电厂蒸汽发生器传热管中的探讨

压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂是核电厂较为严重的事故,该事故发生频率较低,但是由于其放射后果不符合我国对放射性物质的验收准则,为此受到了相关人士的重点关注。本文中,笔者对压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂事故的事故源、验收标准以及国内外发展状况展开分析,并对该类事故的处理展开研究。