核动力厂选址假想事故源项的探讨

介绍了美国核审管部门对核动力厂选址假想事故源项确定的历史演变以及相关研究进展。推荐了一套核动力厂选址假想事故源项,以及确定非居住区边界的评价分析方法和假设条件。计算了M310和AP1000核动力厂厂址的非居住区的最大径向距离。计算结果表明:(1)对于M310和AP1000核动力厂,采用确定论方法估算大气扩散因子,安全壳泄漏率(体积分数)取0.3%/d,非居住区最大径向距离分别不超过1.4 km和1.9 km;(2)在厂址选址阶段,考虑核动力厂的技术路线尚未明确或采用新技术路线,采用"不考虑安全壳喷淋系统等能动安全设施对核素的去除作用"的选址假想事故源项来确定厂址非居住区的边界基本上是可行的。

双层安全壳对选址假想事故源项的影响分析

《核动力厂环境辐射防护规定》(GB6249-2011)要求采用选址假想事故源项进行场外后果的评价,用以确定厂址非居住区及规划限制区边界范围。选址假想事故源项的计算对两个边界的确定有重要影响。本文根据2017年国家能源局发布的《核电厂选址假想事故源项分析准则》(NB/T 20470-2017)中给出的假设及模型,采用自主化计算程序LOCAST针对单层安全壳和双层安全壳两种模型的选址假想事故源项结果进行了对比分析。分析表明,双层安全壳设计对于LOCA事故后堆芯释放到安全壳的放射性核素具有较好的滞留作用,可以显著降低LOCA事故后的场外剂量后果。计算结果为国内核电工程在选址阶段厂址非居住区边界及规划限制区边界范围的确定方面提供了一定的技术参考。

核燃料后处理厂选址阶段的环境影响评价与分析

随着我国核电的高速发展,产生的乏燃料数量日益增多,建设工业规模的核燃料后处理厂是保证我国核能可持续发展的关键途径与步骤。由于我国尚未建立针对工业规模核燃料后处理设施的相关环保设施方案与环境影响评价标准体系,本文首次依据核燃料后处理厂可行性研究阶段的工程方案对运行状态和事故工况下的放射性流出物进行了估算,并参照我国核电环评相关标准规范对200吨/年核燃料后处理厂投运后可能对环境的影响程度进行了分析预测,可以作为审管当局决策的重要依据。

ACP100非居住区边界剂量环境影响评估

介绍了ACP100发生选址假想事故后,对非居住区边界剂量环境影响的评估方法。基于RG 1.183建立了ACP100选址假想事故后释放到环境的源项计算模型,并结合厂址的气象条件采用PAVA N程序得到非居住区边界剂量,研究了裂变产物释放方式、照射时间、自然去除、厂址气象条件和源项对非居住区边界剂量的影响。结果表明:上述因素对剂量均有较大的影响,确定ACP100非居住区的边界应考虑这些因素。