安全壳通风系统放射性净化定量分析

论文摘要

以先进压水堆核电厂为对象,开展了正常运行工况安全壳内气载放射性产生方式研究,并构建了分析模型,包括冷却剂泄漏及40Ar中子活化。在此基础上,定量的论证了安全壳空气过滤系统对放射性净化作用,结果表明:无排风净化情况下安全壳大气内放射性水平较高,可达DAC(导出空气浓度)限值15.5倍,应实行较严格的措施限制人员进入;通过敏感性分析,识别出85Kr及133Xe为主导核素,由于这些核素半衰期较长,仅依靠衰变较难去除,采用每周定期20 h净化方案可解决该问题。同时,进一步研究了降功率并发碘尖峰机理模型,论证了停堆工况通风策略的有效性,结果表明:实施大风量净化可在进入冷停堆状态时将安全壳内气载放射性降到DAC限值,为人员在安全壳内进行长期操作提供了条件。

论文目录

• 1 通风系统及人员防护要求
•   1.1 安全壳空气过滤系统
•   1.2 人员防护要求
• 2 计算模型及关键参数
•   2.1 安全壳内气载放射性活度浓度
•   2.2 40Ar中子活化
• 3 功率运行工况安全壳排风净化
•   3.1 无排风净化
•   3.2 周定期排风净化
• 4 停堆工况安全壳内气载放射性
•   4.1 放射性产生
•   4.2 并发碘尖峰释放
•   4.3 停堆净化
• 5 结论

文章来源

类型: 期刊论文

作者: 孙大威,梅其良,付亚茹,李怀斌

关键词: 气载放射性,安全壳空气过滤系统,碘尖峰

来源: 核科学与工程 2019年01期

年度: 2019

分类: 工程科技Ⅱ辑,工程科技Ⅰ辑

专业: 安全科学与灾害防治,核科学技术,电力工业

单位: 上海核工程研究设计院有限公司

分类号: TM623;TL364.3

页码: 11-17

总页数: 7

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