基于MELCOR与MCNP程序的安全壳剂量率计算方法

发布时间：2021-01-17 19:27

　　严重事故条件下,评估安全壳内的放射性剂量率水平对核电厂严重事故管理、应急响应等环节具有重要指导意义。本工作利用MELCOR程序模拟严重事故序列,计算不同核素组释放进入安全壳内的质量;利用ORIGEN2程序计算不同核素组的堆芯积存量及核素的γ源强;利用MCNP程序计算每组核素100%释放进入安全壳所产生的剂量率水平;最后根据拟合公式求解安全壳剂量率。中核核电运行管理有限公司30万千瓦机组安全壳剂量率的计算结果说明该方法切实可行。 

【文章来源】：原子能科学技术. 2015,49(01)北大核心

【文章页数】：4 页

【部分图文】：

图１安全壳剂量率计算方法Ｆｉｇ．１Ｃａｌｃｕｌａｔｉｎｇｍｅｔｈｏｄｏｆｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔｄｏｓｅｒａｔｅ

万千瓦机组（简称３０万千瓦机组）安全壳放射性剂量率。利用ＯＲＩＧＥＮ２计算堆芯积存量和核素γ源强，ＯＲＩＧＥＮ２的输入参数列于表２。表２ＯＲＩＧＥＮ２输入参数Ｔａｂｌｅ２ＩｎｐｕｔｐａｒａｍｅｔｅｒｓｏｆＯＲＩＧＥＮ２输入参数数值燃料装载量，ｔ３５．９２３５Ｕ富集度，％３．５功率，ＭＷ１０３５燃耗，ＭＷ·ｄ／ｔＵ１７０００利用ＭＣＮＰ模拟安全壳内主要设备及屏蔽墙。主要屏蔽墙包括环廊、主设备间、蒸汽发生器间、主泵间，其几何模型示于图２。安全壳内剂量率探测点的位置分别位于安全壳大厅、主设备间及环廊。利用３０万千瓦机组ＭＥＬＣＯＲ模型［６］计算分析了３种典型的严重事故序列：大破口失水事故（ＬＢＬＯＣＡ，一回路热管段双端剪切，且无任何能动的缓解措施）、小破口失水事故（ＳＢＬＯＣＡ，一回路热管段破口尺寸６．３５ｃｍ，且无任何能动的缓解措施）、全厂断电事故（ＳＢＯ）。主要事故进程列于表３。图２安全壳几何模型Ｆｉｇ．２Ｇｅｏｍｅｔｒｙｍｏｄｅｌｏｆｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔ表３主要事故进程Ｔａｂｌｅ３Ｍａｉｎａｃｃｉｄｅｎｔｐｒｏｇｒｅｓｓ事故进程时间／ｓＳＢＯＳＢＬＯＣＡＬＢＬＯＣＡ事故发生０００ＳＧ二次侧干涸４７１０稳压器安全阀首次开启４９６０堆芯裸露９５６０７７０３安注箱注水２１７１０９５０３．４堆芯二次裸露２４８４２００间隙裂变气体释放４９１３２１３９压力容器下封头熔穿２１６７６１０８６９７５８０计算终止３６０００１８０００１８０００根据式（１）计算不同时间点的安全壳放射性剂

图３不同事故序列下安全壳剂量率曲线Ｆｉｇ．３Ｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔｄｏｓｅｒａｔｅｃｕｒｖｅｓｕｎｄｅｒｄｉｆｆｅｒｅｎｔａｃｃｉｄｅｎｔｓ份额相对较低，在压力容器熔穿后，一回路内积存的裂变产物会释放进入安全壳，使安全壳剂量率水平迅速升高，在到达一个峰值后，由于核素活度的下降，安全壳剂量率水平才开始逐渐降低。图４低压事故序列下安全壳剂量率曲线Ｆｉｇ．４Ｃｏｎｔａｉｎｍｅｎｔｄｏｓｅｒａｔｅｃｕｒｖｅｕｎｄｅｒｌｏｗｐｒｅｓｓｕｒｅａｃｃｉｄｅｎｔｓｅｑｕｅｎｃｅ３０万千瓦机组并无安全壳放射性剂量率的相关数据，本文选取中核核电运行管理有限公司６０万千瓦机组（简称６０万千瓦机组）安全壳放射性剂量率曲线［７］进行对比，验证计算结果的合理性。６０万千瓦机组低压事故序列（一回路压力低于１１ＭＰａ，无安全壳喷淋）安全壳剂量率曲线示于图４，根据ＮＵＲＥＧ－１４６５的建议，预先假设放射性裂变产物释放进入安全壳的份额，然后利用ＭＣＮＰ计算得到的安全壳大厅和环廊的剂量率曲线［８］。对比图３ａ、ｂ与图４可见，安全壳剂量率曲线的变化趋势是一致的，对于不同的严重事故序列，安全壳剂量率略有差别，主要是由于６０万千瓦机组燃料装载量约为３０万千瓦机组的１．７６倍，另外，ＭＥＬＣＯＲ计算得到的裂变产物释放份额针对具体的事故序列，而ＮＵＲＥＧ－１４６５的建议释放份额相对更保守，包络性更强。总的来说，３０万千瓦机组安全壳剂量率曲线是合理的，说明本文提出的计算方法切实可行。３小结本文在利用ＭＥＬＣＯＲ程序进行严重事故分析的基础上，结合ＭＣＮＰ程序，


本文编号：2983457