嚴重事故條件下,評估安全殼內(nèi)的放射性劑量率水平對核電廠嚴重事故管理、應急響應等環(huán)節(jié)具有重要指導意義。本工作利用MELCOR程序模擬嚴重事故序列,計算不同核素組釋放進入安全殼內(nèi)的質(zhì)量;利用ORIGEN2程序計算不同核素組的堆芯積存量及核素的γ源強;利用MCNP程序計算每組核素100%釋放進入安全殼所產(chǎn)生的劑量率水平;最后根據(jù)擬合公式求解安全殼劑量率。中核核電運行管理有限公司30萬千瓦機組安全殼劑量率的計算結果說明該方法切實可行。 

【文章來源】：原子能科學技術. 2015,49(01)北大核心

【文章頁數(shù)】：4 頁

【部分圖文】：

圖１安全殼劑量率計算方法Ｆｉｇ．１Ｃａｌｃｕｌａｔｉｎｇｍｅｔｈｏｄｏｆｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔｄｏｓｅｒａｔｅ

萬千瓦機組（簡稱３０萬千瓦機組）安全殼放射性劑量率。利用ＯＲＩＧＥＮ２計算堆芯積存量和核素γ源強，ＯＲＩＧＥＮ２的輸入?yún)?shù)列于表２。表２ＯＲＩＧＥＮ２輸入?yún)?shù)Ｔａｂｌｅ２ＩｎｐｕｔｐａｒａｍｅｔｅｒｓｏｆＯＲＩＧＥＮ２輸入?yún)?shù)數(shù)值燃料裝載量，ｔ３５．９２３５Ｕ富集度，％３．５功率，ＭＷ１０３５燃耗，ＭＷ·ｄ／ｔＵ１７０００利用ＭＣＮＰ模擬安全殼內(nèi)主要設備及屏蔽墻。主要屏蔽墻包括環(huán)廊、主設備間、蒸汽發(fā)生器間、主泵間，其幾何模型示于圖２。安全殼內(nèi)劑量率探測點的位置分別位于安全殼大廳、主設備間及環(huán)廊。利用３０萬千瓦機組ＭＥＬＣＯＲ模型［６］計算分析了３種典型的嚴重事故序列：大破口失水事故（ＬＢＬＯＣＡ，一回路熱管段雙端剪切，且無任何能動的緩解措施）、小破口失水事故（ＳＢＬＯＣＡ，一回路熱管段破口尺寸６．３５ｃｍ，且無任何能動的緩解措施）、全廠斷電事故（ＳＢＯ）。主要事故進程列于表３。圖２安全殼幾何模型Ｆｉｇ．２Ｇｅｏｍｅｔｒｙｍｏｄｅｌｏｆｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔ表３主要事故進程Ｔａｂｌｅ３Ｍａｉｎａｃｃｉｄｅｎｔｐｒｏｇｒｅｓｓ事故進程時間／ｓＳＢＯＳＢＬＯＣＡＬＢＬＯＣＡ事故發(fā)生０００ＳＧ二次側干涸４７１０穩(wěn)壓器安全閥首次開啟４９６０堆芯裸露９５６０７７０３安注箱注水２１７１０９５０３．４堆芯二次裸露２４８４２００間隙裂變氣體釋放４９１３２１３９壓力容器下封頭熔穿２１６７６１０８６９７５８０計算終止３６０００１８０００１８０００根據(jù)式（１）計算不同時間點的安全殼放射性劑

圖３不同事故序列下安全殼劑量率曲線Ｆｉｇ．３Ｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔｄｏｓｅｒａｔｅｃｕｒｖｅｓｕｎｄｅｒｄｉｆｆｅｒｅｎｔａｃｃｉｄｅｎｔｓ份額相對較低，在壓力容器熔穿后，一回路內(nèi)積存的裂變產(chǎn)物會釋放進入安全殼，使安全殼劑量率水平迅速升高，在到達一個峰值后，由于核素活度的下降，安全殼劑量率水平才開始逐漸降低。圖４低壓事故序列下安全殼劑量率曲線Ｆｉｇ．４Ｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔｄｏｓｅｒａｔｅｃｕｒｖｅｕｎｄｅｒｌｏｗｐｒｅｓｓｕｒｅａｃｃｉｄｅｎｔｓｅｑｕｅｎｃｅ３０萬千瓦機組并無安全殼放射性劑量率的相關數(shù)據(jù)，本文選取中核核電運行管理有限公司６０萬千瓦機組（簡稱６０萬千瓦機組）安全殼放射性劑量率曲線［７］進行對比，驗證計算結果的合理性。６０萬千瓦機組低壓事故序列（一回路壓力低于１１ＭＰａ，無安全殼噴淋）安全殼劑量率曲線示于圖４，根據(jù)ＮＵＲＥＧ－１４６５的建議，預先假設放射性裂變產(chǎn)物釋放進入安全殼的份額，然后利用ＭＣＮＰ計算得到的安全殼大廳和環(huán)廊的劑量率曲線［８］。對比圖３ａ、ｂ與圖４可見，安全殼劑量率曲線的變化趨勢是一致的，對于不同的嚴重事故序列，安全殼劑量率略有差別，主要是由于６０萬千瓦機組燃料裝載量約為３０萬千瓦機組的１．７６倍，另外，ＭＥＬＣＯＲ計算得到的裂變產(chǎn)物釋放份額針對具體的事故序列，而ＮＵＲＥＧ－１４６５的建議釋放份額相對更保守，包絡性更強�？偟膩碚f，３０萬千瓦機組安全殼劑量率曲線是合理的，說明本文提出的計算方法切實可行。３小結本文在利用ＭＥＬＣＯＲ程序進行嚴重事故分析的基礎上，結合ＭＣＮＰ程序，


本文編號：2983457