The invention relates to the field of nuclear radiation safety, in particular to a method for evaluating the radioactive source term of a loss-of-water accident in a pressurized water reactor nuclear power plant. The method comprises the following steps: (1) Calculating the reactor core release to safety based on the reactor core stock at the end of the equilibrium cycle and the radioactive nuclide release share from the reactor core to the containment atmosphere. Initial radioactivity of nuclides in the atmosphere of the containment shell; (2) Radioactivity of nuclides at different times in the atmosphere of the containment shell can be classified into three categories according to the type of decay, according to the initial value of radionuclides in the atmosphere of the containment shell and the generation and reduction of radionuclides in the process of migration and release of the containment shell; (3) Radioactivity of various nuclides in the atmosphere of the containment shell The containment leakage rate and the radionuclide activity in the atmosphere obtained from the containment step (2) are integrated to calculate the radionuclide activity released into the environment. The calculation method provided by this invention takes into account the complete nuclide decay chain, which is scientific and reasonable, and has strong versatility.
【技术实现步骤摘要】
一种压水堆核电厂失水事故放射性源项评估方法
本专利技术涉及核辐射安全领域,特别涉及一种压水堆核电厂失水事故放射性源项评估方法。
技术介绍
核电厂事故中放射性源项是评估公众所受辐照剂量的重要输入数据,是核电厂安全分析和环境影响评价中重点关注的内容。压水堆核电厂发生失水事故(LOCA)后,燃料棒和一回路冷却剂中的放射性核素进入安全壳气空间,经过自身衰变、沉积、喷淋去除等一系列过程后,放射性核素通过安全壳泄漏到环境中,给公众和生物造成辐射危害。LOCA事故中放射性核素迁移与释放过程如图1所示。目前在计算核电厂LOCA安全壳内放射性核素活度时,通常采用一种简化的计算模型,如公式(1)所示。然而,由于不同的反应堆堆型,堆芯释放类型、释放时间、核素的去除机制等各不相同,以及核素自身的衰变类型不同,导致公式(1)并不适用于不同堆型的核电厂以及所有类型的放射性核素活度计算。其中,Ai(t)为LOCA事故期间任一时间段安全壳气空间中核素i的放射性活度,Bq;λi为放射性核素i的衰变常数,s-1;λTi为安全壳内核素i的总去除常数,包括专设去除、自然去除、泄漏等,s-1。在核电厂安全分析中,往往采用一些假设简化计算,例如在计算LOCA事故源项时,不考虑母核衰变对子核源项的贡献;对于安全壳喷淋系统作为专设安全设施的核电厂,安全壳内元素碘的喷淋去除按照瞬时去除考虑,而实际核电厂LOCA中安全壳喷淋系统的去除作用并不是无限制的,不可能将散布在安全壳内的气载裂变产物,尤其是碘,瞬时达到设定的去除效率,而是需要一个有效的去除过程。由于核电厂在设计和审评中要求保守性,事故情况下放射性源项 ...
【技术保护点】
1.一种压水堆核电厂失水事故放射性源项评估方法,其特征在于,所述评估方法包括以下步骤:(1)基于反应堆平衡循环寿期末堆芯积存量及放射性核素从堆芯到安全壳大气的释放份额,计算反应堆堆芯释放到安全壳大气的核素初始放射性活度;(2)根据安全壳大气中放射性核素的初始值及放射性核素在安全壳迁移、释放过程中的产生项与消减项,计算安全壳大气中不同时间情况下核素的放射性活度;(3)根据安全壳泄漏率和步骤(2)得到的安全壳大气中放射性核素活度,积分计算释放到环境中的放射性核素活度。
【技术特征摘要】
1.一种压水堆核电厂失水事故放射性源项评估方法,其特征在于,所述评估方法包括以下步骤:(1)基于反应堆平衡循环寿期末堆芯积存量及放射性核素从堆芯到安全壳大气的释放份额,计算反应堆堆芯释放到安全壳大气的核素初始放射性活度;(2)根据安全壳大气中放射性核素的初始值及放射性核素在安全壳迁移、释放过程中的产生项与消减项,计算安全壳大气中不同时间情况下核素的放射性活度;(3)根据安全壳泄漏率和步骤(2)得到的安全壳大气中放射性核素活度,积分计算释放到环境中的放射性核素活度。2.根据权利要求1所述的方法,其特征在于,从堆芯释放到安全壳的放射性核素初始活度按照平衡循环寿期末反应堆堆芯积存量乘以各个核素的释放份额计算,对于碘,需根据碘的形态分布,乘以分子碘、有机碘和粒子碘对应的形态百分比。3.根据权利要求1所述的方法,其特征在于,安全壳内放射性核素的产生项主要为衰变链中母核的衰变,消减项因核素而异,对于碘,消减项包括核素自身衰变、沉积、安全壳喷淋、泄漏等;对于惰性气体,消减项包括核素自身衰变和安全壳泄漏。计算安全壳内的核素活度时考虑衰变链中母核衰变对子核的贡献以及碘的有效去除时间,因此需要按照核素的衰变类型,将核素分为简单衰变、连续衰变、复杂衰变三类。4.根据权利要求3所述的方法,其特征在于,简单衰变的核素包括131I、132I、133I、134I、135I、85mKr、87Kr、88Kr、138Xe、134Cs、136Cs等。对安全壳内该类核素活度构建微分方程为:其中,Ai(tn)为事故后tn时安全壳内核素i的放射性活度,Bq;λi为放射性核素i的衰变常数,s-1;λdi为事故后(tn-1,tn)时间段内安全壳内放射性核素i的去除常数,s-1;λ0为事故后(tn-1,tn)时间段内安全壳泄漏率,s-1。5.根据权利要求3所述的方法,其特征在于,连续衰变的核素包括85Kr,131mXe、133mXe、135mXe等。对安全壳内该类核素放射性活度构建微分方程为:其中,Aj(tn)为事故后tn时安全壳内核素j的放射性活度,Bq;Ai(tn)为事故后tn时安全壳内核素i的放射性活度,Bq;λj为放射性核素j的衰变常数,s-1;λdj为事故后(tn-1,tn)时间段内安全壳内放射性核素j的去除常数,s-1,对于惰性气体,λdj=0;λ0为事故后(tn-1,tn)时间段内安全壳泄漏率,s-1;ξi1为放射性核素i衰变为核素j的分支比。6.根据权利要求5所述的方法,其特征在于,由于碘分为元素碘、有机碘、粒子碘三种形态,因此母核为碘的核素,如131mXe,需要根据母核的形态分别计算母核对该核素的衰变贡献,最终核素的放射性活度为以下四部分之和:①从堆芯释放的核素j放射性活度;②由...
【专利技术属性】
技术研发人员:陈海英,陈妍,郭瑞萍,王韶伟,靖剑平,韩静茹,攸国顺,刘福东,张春明,
申请(专利权)人:环境保护部核与辐射安全中心,
类型:发明
国别省市:北京,11
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