本文選題：AP + 非能動(dòng)核電廠��； 參考：《原子能科學(xué)技術(shù)》2017年04期

【摘要】：AP1000等非能動(dòng)壓水堆核電廠依靠自然的原理清除事故后安全殼氣空間內(nèi)的放射性氣溶膠,可靠性較高,但對(duì)其進(jìn)行分析較為復(fù)雜。事故后安全殼內(nèi)氣溶膠的主要運(yùn)動(dòng)形式有凝聚、重力沉降、擴(kuò)散泳及熱泳等,本文研究確定了合適的機(jī)理模型、假設(shè)條件和主要參數(shù)等,完成了AP1000核電廠的分析。分析結(jié)果表明,AP1000核電廠LOCA后,主要?dú)馊苣z去除機(jī)制中擴(kuò)散泳貢獻(xiàn)最大,其次是熱泳和重力沉降;安全殼內(nèi)氣溶膠自然去除系數(shù)約為0.4~0.9h~(-1),堆芯裸露5h后變化較小;基于RG1.183源項(xiàng)、包絡(luò)大氣彌散因子及本文給出的安全殼氣溶膠自然去除系數(shù),計(jì)算得到的LOCA后廠外及主控室人員所受劑量可滿足10CFR50中規(guī)定的限值要求。
[Abstract]:AP1000 passive PWR nuclear power plants rely on natural principles to remove radioactive aerosols from containment gas space after an accident. The reliability of AP1000 and other passive PWR nuclear power plants is high, but the analysis of AP1000 is more complicated. The main motion forms of aerosol in containment after accident are condensation, gravity sedimentation, diffusion swimming and thermal swimming. In this paper, the suitable mechanism model, hypothetical conditions and main parameters are determined, and the analysis of AP1000 nuclear power plant is completed. The results show that diffusion swimming contributes the most in the main aerosol removal mechanism, followed by thermal swimming and gravity sedimentation, and the natural removal coefficient of aerosol in containment is about 0.4 ~ 0.9h ~ (-1), and the change of core is small after exposed for 5 hours, based on the source term RG1.183, The envelope atmospheric dispersion factor and the natural removal coefficient of containment aerosol given in this paper can meet the limit requirement of 10CFR50 by calculating the dose of the workers outside the plant and the main control room after LOCA.
【作者單位】： 上海核工程研究設(shè)計(jì)院;國家電投集團(tuán)科學(xué)技術(shù)研究院;
【分類號(hào)】：TL364.3

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本文編號(hào)：2002386