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《秦山Ⅰ期核電廠全廠斷電事故源項(xiàng)研究.pdf》由會(huì)員上傳分享，免費(fèi)在線閱讀，更多相關(guān)內(nèi)容在行業(yè)資料-天天文庫(kù)。
1、!第!"卷第#期原子能科學(xué)技術(shù)$%&’!"!(%’#!)""*年+月,-%./012345670/3203829:30;2%&%5673<’)""*秦山"期核電廠全廠斷電事故源項(xiàng)研究樊!申!張應(yīng)超!季松濤"中國(guó)原子能科學(xué)研究院反應(yīng)堆工程研究設(shè)計(jì)所!北京!>")!>A#摘要!利用Q1?NJe程序分析秦山%期核電廠全廠斷電事故進(jìn)程中放射性裂變產(chǎn)物的行為!研究不同性質(zhì)的裂變產(chǎn)物各自的釋放,遷移和最終分布狀況$同時(shí)計(jì)算了向環(huán)境釋放的源項(xiàng)$這些數(shù)據(jù)可用于事故的廠外后果評(píng)價(jià)$關(guān)鍵詞!嚴(yán)重事故%全廠斷電%放射性裂變產(chǎn)物%源項(xiàng)中圖分類號(hào)!:?AA!!!!文獻(xiàn)標(biāo)識(shí)碼!,!!!文
2、章編號(hào)!>"""@*+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.!!核電廠對(duì)周圍環(huán)境引起的風(fēng)險(xiǎn)主要來源于放和遷移的過程!并給出事故后各階段放射性其內(nèi)部大量的放射性裂變產(chǎn)物$對(duì)核電廠嚴(yán)重裂變產(chǎn)物向環(huán)境的釋放狀況!即事故源項(xiàng)$事故工況下放射性裂變產(chǎn)物的釋放和遷移過程進(jìn)行分析!一方面可根據(jù)分析結(jié)果采取對(duì)應(yīng)措=!計(jì)算模型施!以降低裂變產(chǎn)物釋放至環(huán)境的份額!另一方=@=!系統(tǒng)模擬面又可為事故的廠外后果分析,廠外應(yīng)急計(jì)劃Q1?NJe程序?qū)η厣?期核電廠節(jié)點(diǎn)劃的制定提供源項(xiàng)數(shù)據(jù)$分示于圖>$該電廠熱功率為>"A#Q[!反應(yīng)*>+本文利用Q1?NJe程序!結(jié)
5、合秦山%期堆有兩個(gè)環(huán)路$整個(gè)反應(yīng)堆系統(tǒng)劃分為多個(gè)控核電廠!對(duì)全廠斷電引發(fā)的嚴(yán)重事故進(jìn)行模擬!制體!圖>中的數(shù)字為各控制體編號(hào)$控制體分析全廠斷電事故"7SJ#下放射性裂變產(chǎn)物釋之間以流道連接!通過流道模擬冷卻劑在系統(tǒng)收稿日期!)""#@">@)"%修回日期!)""#@"A@A>作者簡(jiǎn)介!樊!申">+X")#!男!江蘇徐州人!碩士研究生!核能科學(xué)與工程專業(yè)##!原子能科學(xué)技術(shù)!!第!"卷圖>!一回路系統(tǒng)節(jié)點(diǎn)劃分Y/5’>!(%98&/g8-/%2%U<4/.846O6O-3.中的流動(dòng)$圖>中斜線所標(biāo)識(shí)的為主要熱構(gòu)件!用以模擬能量交換$=@>!安全殼模型圖)示出安
6、全殼隔室控制體的劃分$共劃分為#個(gè)控制體!分別為堆腔"N$*>"#,堆前室"N$*)"#,蒸發(fā)器間"N$*A"#,環(huán)廊"N$*!"#和圖)!安全殼節(jié)點(diǎn)劃分大廳"N$*#"#$各控制體之間用流道連接$Y/5’)!(%98&/g8-/%2%U0%2-8/2.32-N$=""是一與時(shí)間無關(guān)的控制體!模擬安全殼外環(huán)境$Y?*=>連接安全殼環(huán)廊和N$=""!流=@?!裂變產(chǎn)物分組及各組釋放和遷移特點(diǎn)道標(biāo)高>>".!模擬安全殼貫穿件泄漏!設(shè)壓嚴(yán)重事故狀態(tài)下!堆芯中的裂變產(chǎn)物及其力達(dá)到"A#===AQR8時(shí)!破口面積>!=c子核向安全殼內(nèi)和環(huán)境釋放的程度主要取決于b#
7、)$Y?*="連接安全殼大廳和N$=""!流>".其物理和化學(xué)性質(zhì)$Q1?NJe程序?qū)⒁恍┬缘罉?biāo)高#"".!模擬安全殼超壓破壞!假定失質(zhì)相近的元素合并分組!按分組進(jìn)行處理$事效壓力為"X>)>QR8!破口面積"*#"A.)$故進(jìn)程中!由于各組元素性質(zhì)不同!它們的釋放圖中!C7加數(shù)字標(biāo)識(shí)是主要混凝土熱構(gòu)件$和遷移特點(diǎn)有顯著區(qū)別"表>#$表=!堆芯中主要的放射性核素B(4)"=!E($&/(2$-&+*)$2"#$&*-/"組名組特點(diǎn)元素類型元素Q1?NJe元素組氣體組以氣體形式存在惰性元素C3,(3,L3,h4L3揮發(fā)組在反應(yīng)堆運(yùn)行溫度下具有一定的揮發(fā)性!
8、堿金屬(8,h,NO,eMNO燃料元件
