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核电厂严重事故工况下,裂变产物由堆芯释放至安全壳,若安全壳失效,则大量的放射性裂变产物释放至环境中。对严重事故工况下安全壳内裂变产物快速准确的评估可为严重事故工况下严重事故缓解措施和核应急响应提供参考。传统的源项评估方法包括严重事故一体化程序计算的方法和参数化快速评估等方法。严重事故一体化程序计算的方法通常用于核电厂安全分析,其建模和计算过程将花费大量的时间,核应急中不适宜使用此方法;而快速评估方法目前广泛应用于核应急领域,但快速评估方法主要是针对第二代反应堆提出,是否适用于三代堆还需进一步的验证;另外,快速评估方法不能很好的反映裂变产物释放与堆芯严重事故进程之间密切的关系。本文以第三代反应堆AP1000为研究对象,从堆芯裂变产物积存量的计算、堆芯裂变产物的释放、安全壳内裂变产物气溶胶的自然去除和衰变与子体增长对裂变产物释放过程的影响四个方面对源项快速评估进行研究,开发了源项快速评估程序RIST(Rapid Source Term)。RIST程序主要包括数据库模块、裂变产物释放模块、安全壳内裂变产物自然去除模块和衰变模块。并利用ORIGEN2、MELCOR等程序和快速评估方法对RIST程序中的不同模块进行了验证。论文的主要工作和研究结论如下:(1)源项快速评估程序RIST开发自主设计了源项快速评估程序框架并采用FORTRAN语言完成了快速评估程序RIST的编写。RIST程序包括:数据库模块、裂变产物释放模块、安全壳内裂变产物自然去除模块和放射性核素衰变模块。(2)研究了功率分布条件影响下的堆芯裂变产物积存量计算方法对传统的积存量计算方法进行改进,改进的方法考虑了功率分布对裂变产物积存量的影响。用蒙特卡罗程序MCNP建立AP1000核电厂堆芯的模型。计算寿期初堆芯区域径向和轴向的功率水平分布。根据得到的堆芯径向和轴向功率水平曲线将堆芯进行分区。然后用ORIGEN2计算每个区域的放射性核素积存量。选取燃耗步长,将ORIGEN2程序计算得到的燃料组份作为下个步长MCNP的输入参数。重复上述步骤,得到最终核素积存量结果。将得到的结果与ORIGEN2计算的结果进行对比分析。根据分析结果,推荐使用改进方法进行堆芯放射性裂变产物积存量的计算。并通过改进的方法得到了AP1000核电厂堆芯裂变产物积存量。(3)开发了堆芯裂变产物释放快速评估模块对堆芯裂变产物的释放进行研究,开发了裂变产物释放快速评估模块ISST(Improved Simplified Source Term)。选取AP1000为研究对象,利用多种传统的源项评估方法对ISST模块进行对比验证,包括严重事故一体化分析程序MELCOR、NUREG-1465中的参考源项、IAEA-TECDOC-1127中的方法。对比分析计算结果,可得到如下的结论:与IAEA-TECDOC-1127中方法计算结果相比,文中开发的ISST模块计算结果更接近MELCOR程序模拟的结果;ISST模块中植入的CORSOR-M模型计算的结果比ORNL-BOOTH模型、CORSOR-BOOTH模型和Kress-Booth模型保守;ISST模块可模拟出事故工况下补水箱和安注箱向主回路系统注水推迟裂变产物释放的现象。根据ISST模块、MELCOR程序和NUREG-1465参考源项三种方法评估的源项结果进行分析,可以发现,与MELCOR程序相比,ISST模块大幅缩减了计算时间。(4)开发了AP1000核电厂非能动安全壳内裂变产物自然去除快速评估模块对安全壳内裂变产物气溶胶自然去除的快速评估方法进行研究,开发安全壳内裂变产物气溶胶的自然去除快速评估模块NPR(Natural Processes Removal)。并采用了快速评估模块NPR和一体化程序MELCOR两种方法对AP1000核电厂严重事故工况下非能动安全壳内的自然去除过程进行了研究。其中快速评估模块包括NUREG/CR-6189中的方法和本文开发的ISST模块结合AP1000设计控制文件(DCD)提供的去除系数两种方法。通过对安全壳内裂变产物气溶胶悬浮份额、去除效率等参数的对比分析,得出结论:NUREG/CR-6189方法用来评估AP1000核电厂安全壳内裂变产物气溶胶自然去除是偏保守的;与NUREG/CR-6189方法计算的结果相比,ISST模块结合AP1000 DCD文件中提供的安全壳内自然去除系数计算的结果更接近MELCOR程序计算的结果。另外,为研究AP1000非能动安全壳冷却系统对安全壳内裂变产物去除的影响,研究了非能动安全壳冷却系统工作和失效两种状态,结果表明:NUREG/CR-6189报告中计算的结果更接近非能动安全壳冷却系统失效的情况下MELCOR计算的结果;ISST模块结合AP1000 DCD文件中的自然去除系数计算的结果与安全壳非能动冷却系统正常工作的情况下MELCOR计算的结果吻合较好。(5)开发了裂变产物衰变模块研究了衰变对裂变产物释放的影响。采用FORTRAN语言编写了衰变模块DAIC(Decay and Ingrowth Code),并用燃耗程序ORIGEN2进行了验证,结果吻合较好。然后进行衰变对裂变产物释放影响的研究,计算释放份额和安全壳悬浮份额等参数。对比分析结果,得出结论:衰变对半衰期长的核素的释放份额影响不大,其释放份额与不考虑衰变的结果接近,结果曲线整体上呈上升趋势;衰变对半衰期较短的核素的释放份额影响较大,释放份额曲线先上升后下降。(6)源项快速评估程序RIST验证对文中开发的源项快速评估程序RIST从计算结果和计算时间两个方面进行验证。裂变产物释放份额计算结果表明:RIST程序计算的惰性气体Kr、Xe和碱金属Cs的结果接近MELCOR/DAIC方法计算的结果;RIST程序计算的卤族元素I的结果是保守的。安全壳内裂变产物悬浮份额计算结果表明:RIST程序计算的卤族元素I和碱金属Cs的悬浮份额曲线的上升段曲线峰值与MELCOR/DAIC方法基本一致,RIST程序计算的悬浮份额曲线下降段是保守的。对比程序计算时间发现:RIST程序大幅缩减了源项评估时间。