秦山Ⅰ期核电厂全厂断电事故源项研究.pdf

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1、!第!"卷第#期原子能科学技术$%&’!"!(%’#!)""*年+月,-%./012345670/3203829:30;2%&%5673<’)""*秦山"期核电厂全厂断电事故源项研究樊!申!张应超!季松涛"中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所!北京!>")!>A#摘要!利用Q1?NJe程序分析秦山%期核电厂全厂断电事故进程中放射性裂变产物的行为!研究不同性质的裂变产物各自的释放,迁移和最终分布状况$同时计算了向环境释放的源项$这些数据可用于事故的厂外后果评价$关键词!严重事故%全厂断电%放射性裂变产物%源项中图分类号!:?AA!!!!文献标识码!,!!!文

2、章编号!>"""@*+A>")""*#"#@"##A@"*0,+27-&0-+/*"B"/F#$&0,(,$-&N)(*O-+,:**$2"&,-.P$(&D"5+*)"(/9-<"/9)(&,Y,(7;32!BC,(EH/25@0;8%!IK7%25@-8%"5%+*0)*($+$,$’"-E$"G+.6*’#23!HIJI>"K)=#L*!!>’+?+*2>")!>A!5%+*0#:4#,/(*,’!:;3M3;8]/%4O/20&F9/2543&38O3!-482O<%4-829U/28&9/O-4/MF-/%2%U9/UU3432-P/29O%U

3、489/%80-/]3U/OO/%2<4%9F0-OT343828&6g39M6FO/25Q1?NJe0%93U%4G/2O;82@%2F0&384<%T34<&82-/2-;308O3%U82800/932-O3WF3203%UO-8-/%2M&80P%F-’:;3O%F403-34.O43&38O39/2-%32]/4%2.32-!T;/0;8432303OO846U%4-;38OO3OO.32-%U-;3800/932-0%2O3WF3203O!T3438&O%08&0F&8-39’;"7<-/2#’O3]343800/932-%O-8-/%2M&80P

4、%F-%489/%80-/]3U/OO/%2<4%9F0-O%O%F403-34.!!核电厂对周围环境引起的风险主要来源于放和迁移的过程!并给出事故后各阶段放射性其内部大量的放射性裂变产物$对核电厂严重裂变产物向环境的释放状况!即事故源项$事故工况下放射性裂变产物的释放和迁移过程进行分析!一方面可根据分析结果采取对应措=!计算模型施!以降低裂变产物释放至环境的份额!另一方=@=!系统模拟面又可为事故的厂外后果分析,厂外应急计划Q1?NJe程序对秦山%期核电厂节点划的制定提供源项数据$分示于图>$该电厂热功率为>"A#Q[!反应*>+本文利用Q1?NJe程序!结

5、合秦山%期堆有两个环路$整个反应堆系统划分为多个控核电厂!对全厂断电引发的严重事故进行模拟!制体!图>中的数字为各控制体编号$控制体分析全厂断电事故"7SJ#下放射性裂变产物释之间以流道连接!通过流道模拟冷却剂在系统收稿日期!)""#@">@)"%修回日期!)""#@"A@A>作者简介!樊!申">+X")#!男!江苏徐州人!硕士研究生!核能科学与工程专业##!原子能科学技术!!第!"卷图>!一回路系统节点划分Y/5’>!(%98&/g8-/%2%U<4/.846O6O-3.中的流动$图>中斜线所标识的为主要热构件!用以模拟能量交换$=@>!安全壳模型图)示出安

6、全壳隔室控制体的划分$共划分为#个控制体!分别为堆腔"N$*>"#,堆前室"N$*)"#,蒸发器间"N$*A"#,环廊"N$*!"#和图)!安全壳节点划分大厅"N$*#"#$各控制体之间用流道连接$Y/5’)!(%98&/g8-/%2%U0%2-8/2.32-N$=""是一与时间无关的控制体!模拟安全壳外环境$Y?*=>连接安全壳环廊和N$=""!流=@?!裂变产物分组及各组释放和迁移特点道标高>>".!模拟安全壳贯穿件泄漏!设压严重事故状态下!堆芯中的裂变产物及其力达到"A#===AQR8时!破口面积>!=c子核向安全壳内和环境释放的程度主要取决于b#

7、)$Y?*="连接安全壳大厅和N$=""!流>".其物理和化学性质$Q1?NJe程序将一些性道标高#"".!模拟安全壳超压破坏!假定失质相近的元素合并分组!按分组进行处理$事效压力为"X>)>QR8!破口面积"*#"A.)$故进程中!由于各组元素性质不同!它们的释放图中!C7加数字标识是主要混凝土热构件$和迁移特点有显著区别"表>#$表=!堆芯中主要的放射性核素B(4)"=!E($&/(2$-&+*)$2"#$&*-/"组名组特点元素类型元素Q1?NJe元素组气体组以气体形式存在惰性元素C3,(3,L3,h4L3挥发组在反应堆运行温度下具有一定的挥发性!

8、碱金属(8,h,NO,eMNO燃料元件

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