压水堆LOCA放射性源项计算模型及应用研究

发布时间：2021-07-09 04:30

　　根据压水堆冷却剂丧失事故（LOCA）后核素从堆芯迁移、释放至安全壳及环境过程中的产生和消减机理,建立了完整的LOCA放射性源项计算模型,并对模型计算结果进行对比分析,最终将模型应用于第3代压水堆LOCA源项计算分析中。结果表明:本文模型与TACTⅢ程序计算结果的相对偏差在±0.05%以内,与TITAN5程序的碘计算结果的相对偏差在±0.5%以内,本文模型计算准确。对于压水堆各种核电机型,安全壳内核素的去除机制及去除速率不同,导致释放到环境中的I和Cs核素活度变化曲线也不同,¹³¹I、¹³⁴Cs、¹³⁶Cs、¹³⁷Cs在事故后30 d内释放到环境中的累积活度逐渐增大。建立的模型基于完整的核素衰变链,考虑了母核衰变对子核源项的贡献及喷淋或自然去除等作用对元素碘的有效去除过程,通用性强。 

【文章来源】：原子能科学技术. 2020,54(12)北大核心EICSCD

【文章页数】：6 页

【部分图文】：

本文模型与TACTⅢ程序计算结果对比

本文模型与更新核素衰变数据后的TACTⅢ程序计算结果对比

图2 本文模型与更新核素衰变数据后的TACTⅢ程序计算结果对比子核核素计算结果差异较大(图3b),尤其是135Xem,最大相对偏差为840.77%,原因是本文模型考虑了衰变链中母核对子核的衰变贡献,即模型计算结果包括堆芯的释放和母核的衰变两部分,而TITAN5的物理模型未考虑衰变链中母核的衰变,对于短半衰期核素,如135Xem,半衰期T1/2=15.36 min,自身衰变很快,导致母核的衰变贡献更为显著。因此,计算事故源项时,母核衰变对子核源项的贡献是不可忽略的,需考虑完整的核素衰变链,以保证计算结果的合理性和保守性。

【参考文献】：
期刊论文
[1]华龙一号安全壳厂房排放源项估算模式的构建思考[J]. 魏国强,李璐,郑伟.  辐射防护. 2019(03)
[2]“华龙一号”SGTR事故源项分析方法研究[J]. 陶俊,宿健,谢小飞,梁潇,刘建昌.  核科学与工程. 2019(02)
[3]核电站LOCA释放源项的模拟计算[J]. 田侑成,郭江华,龙林鑫,聂矗,蔡林.  核科学与工程. 2019(01)
[4]从AP1000到CAP1400,我国先进三代非能动核电技术自主化历程[J]. 郑明光.  中国核电. 2018(01)
[5]CAP1400核电技术特点和工程进展[J]. 汪映荣.  中国核电. 2018(01)
[6]基于AST方法的核电厂LOCA释放源项计算分析[J]. 陈海英,王韶伟,兰兵,陈妍,韩向臻.  原子能科学技术. 2017(07)
[7]LOCA源项与放射性后果计算影响因素分析[J]. 陈海英,张春明,韩静茹,王韶伟,刘巧凤.  原子能科学技术. 2016(04)
[8]CAP1400安全设计与实际消除大量放射性释放[J]. 严锦泉,史国宝,林诚格,詹文辉,田林.  核安全. 2016(01)
[9]秦山核电二期工程事故源项分析[J]. 杨洪润,李兰,沈瑾.  核动力工程. 2003(S1)



本文编号：3273028