根據(jù)壓水堆冷卻劑喪失事故（LOCA）后核素從堆芯遷移、釋放至安全殼及環(huán)境過程中的產(chǎn)生和消減機理,建立了完整的LOCA放射性源項計算模型,并對模型計算結(jié)果進行對比分析,最終將模型應用于第3代壓水堆LOCA源項計算分析中。結(jié)果表明:本文模型與TACTⅢ程序計算結(jié)果的相對偏差在±0.05%以內(nèi),與TITAN5程序的碘計算結(jié)果的相對偏差在±0.5%以內(nèi),本文模型計算準確。對于壓水堆各種核電機型,安全殼內(nèi)核素的去除機制及去除速率不同,導致釋放到環(huán)境中的I和Cs核素活度變化曲線也不同,¹³¹I、¹³⁴Cs、¹³⁶Cs、¹³⁷Cs在事故后30 d內(nèi)釋放到環(huán)境中的累積活度逐漸增大。建立的模型基于完整的核素衰變鏈,考慮了母核衰變對子核源項的貢獻及噴淋或自然去除等作用對元素碘的有效去除過程,通用性強。 

【文章來源】：原子能科學技術(shù). 2020,54(12)北大核心EICSCD

【文章頁數(shù)】：6 頁

【部分圖文】：

本文模型與TACTⅢ程序計算結(jié)果對比

本文模型與更新核素衰變數(shù)據(jù)后的TACTⅢ程序計算結(jié)果對比

圖2 本文模型與更新核素衰變數(shù)據(jù)后的TACTⅢ程序計算結(jié)果對比子核核素計算結(jié)果差異較大(圖3b),尤其是135Xem,最大相對偏差為840.77%,原因是本文模型考慮了衰變鏈中母核對子核的衰變貢獻,即模型計算結(jié)果包括堆芯的釋放和母核的衰變兩部分,而TITAN5的物理模型未考慮衰變鏈中母核的衰變,對于短半衰期核素,如135Xem,半衰期T1/2=15.36 min,自身衰變很快,導致母核的衰變貢獻更為顯著。因此,計算事故源項時,母核衰變對子核源項的貢獻是不可忽略的,需考慮完整的核素衰變鏈,以保證計算結(jié)果的合理性和保守性。

【參考文獻】：
期刊論文
[1]華龍一號安全殼廠房排放源項估算模式的構(gòu)建思考[J]. 魏國強,李璐,鄭偉.  輻射防護. 2019(03)
[2]“華龍一號”SGTR事故源項分析方法研究[J]. 陶俊,宿健,謝小飛,梁瀟,劉建昌.  核科學與工程. 2019(02)
[3]核電站LOCA釋放源項的模擬計算[J]. 田侑成,郭江華,龍林鑫,聶矗,蔡林.  核科學與工程. 2019(01)
[4]從AP1000到CAP1400,我國先進三代非能動核電技術(shù)自主化歷程[J]. 鄭明光.  中國核電. 2018(01)
[5]CAP1400核電技術(shù)特點和工程進展[J]. 汪映榮.  中國核電. 2018(01)
[6]基于AST方法的核電廠LOCA釋放源項計算分析[J]. 陳海英,王韶偉,蘭兵,陳妍,韓向臻.  原子能科學技術(shù). 2017(07)
[7]LOCA源項與放射性后果計算影響因素分析[J]. 陳海英,張春明,韓靜茹,王韶偉,劉巧鳳.  原子能科學技術(shù). 2016(04)
[8]CAP1400安全設計與實際消除大量放射性釋放[J]. 嚴錦泉,史國寶,林誠格,詹文輝,田林.  核安全. 2016(01)
[9]秦山核電二期工程事故源項分析[J]. 楊洪潤,李蘭,沈瑾.  核動力工程. 2003(S1)



本文編號：3273028