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《中国科学技术大学》 2013年
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铅铋反应堆放射性源项计算与剂量评估研究

党同强  
【摘要】:放射性源项计算研究放射性核素种类、数量、形态,以及在不同系统之间的迁移过程,它可以为反应堆的屏蔽设计、废物评估和环境影响分析提供参考。铅铋反应堆是快中子反应堆,与压水堆在冷却剂、保护气体等结构和材料上有明显区别。铅铋堆放射性源项也有自身的特点,特别是铅铋活化产生的易挥发放射性核素210Po,是铅铋反应堆设计时必须考虑的放射性问题。因此,本文基于中科院核能安全技术研究所·FDS团队设计的一个10MW铅铋反应堆方案,研究了放射性源项在铅铋反应堆各系统的分布,以及反应堆正常运行时的辐射场分布和事故时对公众的剂量。 本文使用了"MCNP-FISPACT"耦合活化计算方法开展了铅铋反应堆材料的活化计算,得到了铅铋反应堆各系统材料的放射性特性,包括活度、余热、接触剂量率和潜在生物危害。然后,根据铅铋反应堆中放射性核素的迁移特性和反应堆的结构特点,建立了铅铋反应堆中放射性核素在不同系统之间的迁移方程。并分析铅铋反应堆正常运行情况下,放射性源项在堆芯、一回路冷却剂、覆盖气体、二回路冷却剂、堆顶包容小室中的分布情况和每年向环境排放的放射性源项,并评估了铅铋反应堆正常运行时周围的剂量场分布。在分析铅铋堆放射性源项分布特点的基础上,选取了三种有放射性释放的铅铋堆事故,分别评估了三种事故后铅铋堆向环境排放的放射性源项,以及在非居住区边界上对公众造成的有效剂量。 通过本文分析,铅铋反应堆正常运行期间,堆顶包容小室中剂量率为0.126Sv/h,主要来自于堆芯产生的中子,此时堆顶包容小室属于极高辐射区,禁止人员进入。堆顶包容小室中气载放射性核素的有效剂量率为2.81mSv/h,主要来源于裂变气体Kr、Xe,而210Po的有效剂量率仅为4.49×10-17Sv/h。反应堆正常运行期间,每年向环境中排放的放射性核素总活度为2.58×1014Bq。当铅铋反应堆发生放射性核素释放事故时,包括双层容器破口事故、一回路覆盖气体系统泄漏事故和热交换器二次侧出口管道破口事故,对非居住区边界500m处公众个人(成人)0-2h期间的有效剂量都低于《GB6249-2011核动力厂环境辐射防护规定》的限值(5mSv),说明了此铅铋反应堆并不会对环境造成超过国标限值的严重后果。
【学位授予单位】:中国科学技术大学
【学位级别】:博士
【学位授予年份】:2013
【分类号】:TL329

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【参考文献】
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