铅铋反应堆放射性源项计算与剂量评估研究

发布时间：2024-03-17 04:54

　　放射性源项计算研究放射性核素种类、数量、形态,以及在不同系统之间的迁移过程,它可以为反应堆的屏蔽设计、废物评估和环境影响分析提供参考。铅铋反应堆是快中子反应堆,与压水堆在冷却剂、保护气体等结构和材料上有明显区别。铅铋堆放射性源项也有自身的特点,特别是铅铋活化产生的易挥发放射性核素210Po,是铅铋反应堆设计时必须考虑的放射性问题。因此,本文基于中科院核能安全技术研究所·FDS团队设计的一个10MW铅铋反应堆方案,研究了放射性源项在铅铋反应堆各系统的分布,以及反应堆正常运行时的辐射场分布和事故时对公众的剂量。 本文使用了"MCNP-FISPACT"耦合活化计算方法开展了铅铋反应堆材料的活化计算,得到了铅铋反应堆各系统材料的放射性特性,包括活度、余热、接触剂量率和潜在生物危害。然后,根据铅铋反应堆中放射性核素的迁移特性和反应堆的结构特点,建立了铅铋反应堆中放射性核素在不同系统之间的迁移方程。并分析铅铋反应堆正常运行情况下,放射性源项在堆芯、一回路冷却剂、覆盖气体、二回路冷却剂、堆顶包容小室中的分布情况和每年向环境排放的放射性源项,并评估了铅铋反应堆正常运行时周围的剂量场分布。在分析铅铋堆放...

【文章页数】：91 页

【学位级别】：博士

【文章目录】：
摘要
Abstract
第1章 引言
    1.1 铅铋反应堆发展现状
        1.1.1 核废料处理与ADS研究现状
        1.1.2 铅铋反应堆发展现状
        1.1.3 中国铅基研究堆设计概述
    1.2 反应堆放射性源项研究现状
    1.3 论文研究目标和意义
        1.3.1 本文研究目标
        1.3.2 工作意义
    1.4 论文主要内容和结构
第2章 铅铋堆放射性源项计算原理和方法
    2.1 材料活化计算原理
    2.2 放射性核素迁移原理
        2.2.1 堆芯中放射性核素迁移
        2.2.2 冷却剂中放射性核素迁移
        2.2.3 覆盖气体中放射性核素迁移
        2.2.4 堆顶包容小室中放射性核素迁移
    2.3 剂量计算方法
        2.3.1 吸收剂量
        2.3.2 当量剂量
        2.3.3 有效剂量
    2.4 程序和数据库
    2.5 小结
第3章 铅铋堆材料活化特性分析
    3.1 计算模型
    3.2 活化特性分析
        3.2.1 活度
        3.2.2 余热
        3.2.3 接触剂量率
        3.2.4 潜在生物危害
    3.3 铅铋堆与其他堆型材料活化特性比较
    3.4 小结
第4章 正常运行放射性源项计算与剂量评估
    4.1 正常运行时放射性源项计算
        4.1.1 堆芯放射性源项
        4.1.2 一回路冷却剂中放射性源项
        4.1.3 覆盖气体中放射性源项
        4.1.4 堆顶包容小室中放射性源项
        4.1.5 二回路冷却剂中放射性源项
    4.2 正常运行时向环境排放源项
        4.2.1 堆顶设备正常泄漏释放的放射性源项
        4.2.2 氩气系统排气释放的放射性源项
        4.2.3 堆坑空气排放释放的放射性源项
    4.3 正常运行的剂量评估
    4.4 小结
第5章 事故工况下放射性源项计算与剂量评估
    5.1 铅铋堆事故选取
        5.1.1 反应堆安全特点
        5.1.2 事故的选取
    5.2 “双层容器破口”事故
        5.2.1 事故描述
        5.2.2 源项分析
        5.2.3 剂量评估
    5.3 “反应堆一回路覆盖气体系统泄漏”事故
        5.3.1 事故描述
        5.3.2 源项分析
        5.3.3 剂量评估
    5.4 “热交换器二次侧出口管道破口或断裂”事故
        5.4.1 事故描述
        5.4.2 源项分析
        5.4.3 剂量评估
    5.5 小结
第6章 总结与展望
    6.1 论文内容总结
    6.2 特色与创新
    6.3 展望
参考文献
在读期间发表的学术论文目录
在读期间参与项目与获奖情况
致谢



本文编号：3930541