Source Term Evaluation of a Pressurized Water Reactor under Different Severe Accidents.pdf

1、在發(fā)生嚴重事故時，放射性產(chǎn)物被釋放到周圍環(huán)境的威脅在堆芯內(nèi)部燃料中依然存在。雖然在現(xiàn)在運行的商業(yè)反應堆中嚴重事故發(fā)生的可能性非常小，但是緩解設備失效或者人為失誤都有可能導致嚴重事故的發(fā)生。事故概率安全分析可以證實嚴重事故仍有發(fā)生的可能性，并且它可能導致安全防護屏蔽失效、裂變產(chǎn)物釋放到環(huán)境中并且增加放射源項。源項的研究主要涉及放射能和放射性同位素從壓力容器內(nèi)釋放量的測定。輕水堆的嚴重事故放射性后果對反應堆周圍的環(huán)境和建筑會產(chǎn)生重要的影響。

2、核反應堆對公眾的威脅主要來自于堆芯嚴重損壞后釋放出來的巨大的放射性總量。因此，對于核反應堆的建設審批、運行、安全和風險評價來講，源項的評估顯得非常的重要。
　　本文研究的目的是對壓水堆嚴重事故序列中的源項和安全殼專設安全設施與安全殼內(nèi)外源項的關聯(lián)性作出評估。針對此項研究開發(fā)了一套嚴重事故源項計算程序 SASTC，并將美國三哩島反應堆作為參考反應堆進行驗證，重點研究了嚴重事故序列下安全殼和環(huán)境中的源項。此項研究中，全廠斷電事故(SB

3、O)、冷卻劑大破口事故(LBLOCA)、冷卻劑小破口事故(SBLOCA)和蒸汽發(fā)生器主給水失水事故(FWA)被選作嚴重事故的始發(fā)事故。在選定的始發(fā)事故限制條件內(nèi)，利用哈爾濱工程大學核科學與技術學院開發(fā)驗證的BURN-UP程序評估了滿功率運行1100天的反應堆堆芯放射性。通過耦合 BURN-UP和SASTC程序，完成了放射性產(chǎn)物釋放的建模和模擬。后者主要利用堆芯燃料裝量、衰變常量和事故序列以及自身的輸入來完成計算。結合 PSA分析數(shù)據(jù)對參

4、考反應堆進行了數(shù)值模擬，對應急和隔離狀態(tài)下安全殼內(nèi)的惰性氣體、碘和氣溶膠源項進行了評估。同時，針對安全殼專設安全設施進行了源項和安全殼滯留因子(CRF)對安全殼的狀態(tài)和條件的關聯(lián)性也進行了研究。
　　論文給出了放射性產(chǎn)物釋放量以及裂變產(chǎn)物對安全殼專設安全設施(即安全殼噴淋)和安全殼過濾通風系統(tǒng)排氣速度的依賴性。研究發(fā)現(xiàn)隨著時間和通風速度的變化，放射性產(chǎn)物的釋放會在最初顯著的增長后達到固定飽和值。文章同時給出了源項隨過濾通風速度和安

5、全殼噴淋流量的變化趨勢，以及放射性同位素對安全殼滯留因子的依賴性。
　　在 SBO和LBLOCA始發(fā)的嚴重事故序列中，所有放射性同位素的釋放速度都占主導地位，而惰性氣體、碘和氣溶膠源項以及安全殼滯留因子隨著通風速度的增加則快速增加。在同位素對通風速度的依賴性研究中結果發(fā)現(xiàn)85Kr，88Kr，89Kr，90Kr，135mXe，137Xe，138Xe，138Cs，138mCs，140Cs，和131Te的釋放量對通風速度非常敏感。在碘源