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燃料操作事故辐射影响定量分析

孙明军 孙大威 潘楠

孙明军, 孙大威, 潘楠. 燃料操作事故辐射影响定量分析[J]. 强激光与粒子束, 2018, 30: 096004. doi: 10.11884/HPLPB201830.180058
引用本文: 孙明军, 孙大威, 潘楠. 燃料操作事故辐射影响定量分析[J]. 强激光与粒子束, 2018, 30: 096004. doi: 10.11884/HPLPB201830.180058
Sun Mingjun, Sun Dawei, Pan Nan. Radiation impact quantification analysis for fuel handing accident[J]. High Power Laser and Particle Beams, 2018, 30: 096004. doi: 10.11884/HPLPB201830.180058
Citation: Sun Mingjun, Sun Dawei, Pan Nan. Radiation impact quantification analysis for fuel handing accident[J]. High Power Laser and Particle Beams, 2018, 30: 096004. doi: 10.11884/HPLPB201830.180058

燃料操作事故辐射影响定量分析

doi: 10.11884/HPLPB201830.180058
详细信息
    作者简介:

    孙明军(1974-), 男,高级工程师,从事调试启动、安全管理及辐射防护工作;captainuke@qq.com

    通讯作者:

    孙大威(1982-), 男,硕士,高级工程师,从事事故源项及放射性后果评价工作;sundw@snerdi.com.cn

  • 中图分类号: TL73

Radiation impact quantification analysis for fuel handing accident

  • 摘要: 以红沿河核电厂为对象,开展了CPR1000燃料操作事故放射性核素的来源、迁移途径、释放方式研究,构建了燃料存储室以及外环境的源项计算模型。在此基础上,定量地论证了该事故所产生的辐射影响,结果表明:基于前0.5%概率水平的厂址气象条件,得到非居住区边界以及规划限制区外边界16个标准方位的公众剂量均可满足GB 6249-2011限值要求,且尚存一定裕量。通过关键参数的敏感性分析,进一步识别出了剂量最大方位、主导核素、关键时段,论证了事故分析截断时间取12 h的合理性、燃料操作起始时间取100 h的必要性。同时,进一步研究了水洗深度及正常通风隔离时间对公众剂量的影响规律,公众剂量随水洗深度增加呈指数降低趋势,随正常通风隔离延迟时间变长而快速增加,相关研究可为各核电厂设计决策提供支持。
  • 图  1  乏燃料贮存区内碘活度浓度

    Figure  1.  Iodine concentration in spent fuel storage area

    图  2  乏燃料贮存区内惰性气体活度浓度

    Figure  2.  Noble gas concentration in spent fuel storage area

    图  3  非居住区边界处剂量

    Figure  3.  Exclusion area boundary doses

    图  4  规划限制区外边界剂量

    Figure  4.  Planning restricted area outer boundary doses

    图  5  非居住区边界处各核有效剂量贡献

    Figure  5.  Effective dose contributions of each nuclide at exclusion area boundary

    图  6  各时段规划限制区外边界剂量

    Figure  6.  Dose contributions of each period at planning restricted area outer boundary

    图  7  非居住区边界处甲状腺剂量随衰变时间变化

    Figure  7.  Exclusion area boundary thyroid dose vs decay time

    图  8  非居住区边界处剂量随水洗深度变化

    Figure  8.  Exclusion area boundary dose vs scrubbing depth

    图  9  非居住区边界处甲状腺剂量随正常通风隔离延迟时间变化

    Figure  9.  Exclusion area boundary thyroid dose vs normal ventilation isolation delay time

    表  1  计算燃料操作事故(FHA)源项相关参数

    Table  1.   Fuel handling accident(FHA) source term calculation parameters

    spent fuel storage area volume/ m3 fission product fraction in gap/% chemical form proportion/% decontamination factor ventilation flow/(m3·h-1) ventilation efficiency/% release duration/h
    85Kr other nuclide element iodine organic iodine element iodine organic iodine and noble gas element iodine organic iodine
    5600 30 10 99.75 0.25 133 1 3600 90 70 12
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    表  2  燃料组件内核素积存量

    Table  2.   Fuel assembly inventory

    nuclide activity/GBq nuclide activity/GBq nuclide activity/GBq
    85m Kr 4.73×101 133Xe 4.90×107 132I 1.92×107
    85Kr 2.42×105 135m Xe 2.71×103 133I 4.21×106
    88Kr 1.40×10-1 135Xe 3.81×105 134I 1.75×104
    131m Xe 2.83×105 131I 2.03×107 134I 1.69×104
    133m Xe 8.88×105
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  • [1] GB6249-2011, 核动力厂环境辐射防护规定[S].

    GB6249-2011. Regulations for environmental radiation protection of nuclear power plant
    [2] RG1.183-2000, Alternative radiological source terms for evaluating design basis accidents at nuclear power reactors[S].
    [3] RG1.195-2003, Methods and assumptions for evaluating radiological consequences of design basis accidents at light-water nuclear power reactors[S].
    [4] 卢玉楷. 简明放射性同位素应用手册[M]. 上海: 上海科学普及出版社, 2001: 287-291.

    Lu Yukai. Concise application manual of radioisotopes. Shanghai: Shanghai Popular Science Press, 2001: 287-291
    [5] 孙大威, 梅其良, 付亚茹, 等. 基于AST方法的AP1000失水事故放射性后果评价[J]. 核科学与工程, 2016, 36(1): 103-108. https://www.cnki.com.cn/Article/CJFDTOTAL-HKXY201601015.htm

    Sun Dawei, Mei Qiliang, Fu Yaru, et al. AP1000 loss of coolant accident radiological consequence assessment based on AST method. Nuclear Science and Engineering, 2016, 36(1): 103-108 https://www.cnki.com.cn/Article/CJFDTOTAL-HKXY201601015.htm
    [6] Burley G. Evaluation of fission product release and transport[R]. Washington: Radiological Safety Branch Division of Reactor Licensing, 1971.
    [7] RG1.25-1972, Assumptions used for evaluating the potential radiological consequences of a fuel handling accident in the fuel handling and storage facility for boiling and pressurized water reactors[S].
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出版历程
  • 收稿日期:  2018-02-28
  • 修回日期:  2018-04-09
  • 刊出日期:  2018-09-15

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