鉛鉍反應(yīng)堆放射性源項(xiàng)計(jì)算與劑量評估研究.pdf

1、放射性源項(xiàng)計(jì)算研究放射性核素種類、數(shù)量、形態(tài)，以及在不同系統(tǒng)之間的遷移過程，它可以為反應(yīng)堆的屏蔽設(shè)計(jì)、廢物評估和環(huán)境影響分析提供參考。鉛鉍反應(yīng)堆是快中子反應(yīng)堆，與壓水堆在冷卻劑、保護(hù)氣體等結(jié)構(gòu)和材料上有明顯區(qū)別。鉛鉍堆放射性源項(xiàng)也有自身的特點(diǎn)，特別是鉛鉍活化產(chǎn)生的易揮發(fā)放射性核素210po，是鉛鉍反應(yīng)堆設(shè)計(jì)時(shí)必須考慮的放射性問題。因此，本文基于中科院核能安全技術(shù)研究所·FDS團(tuán)隊(duì)設(shè)計(jì)的一個(gè)10MW鉛鉍反應(yīng)堆方案，研究了放射性源項(xiàng)在鉛鉍反

2、應(yīng)堆各系統(tǒng)的分布，以及反應(yīng)堆正常運(yùn)行時(shí)的輻射場分布和事故時(shí)對公眾的劑量。
　　 本文使用了“MCNP-FISPACT”耦合活化計(jì)算方法開展了鉛鉍反應(yīng)堆材料的活化計(jì)算，得到了鉛鉍反應(yīng)堆各系統(tǒng)材料的放射性特性，包括活度、余熱、接觸劑量率和潛在生物危害。然后，根據(jù)鉛鉍反應(yīng)堆中放射性核素的遷移特性和反應(yīng)堆的結(jié)構(gòu)特點(diǎn)，建立了鉛鉍反應(yīng)堆中放射性核素在不同系統(tǒng)之間的遷移方程。并分析鉛鉍反應(yīng)堆正常運(yùn)行情況下，放射性源項(xiàng)在堆芯、一回路冷卻劑、覆蓋

3、氣體、二回路冷卻劑、堆頂包容小室中的分布情況和每年向環(huán)境排放的放射性源項(xiàng)，并評估了鉛鉍反應(yīng)堆正常運(yùn)行時(shí)周圍的劑量場分布。在分析鉛鉍堆放射性源項(xiàng)分布特點(diǎn)的基礎(chǔ)上，選取了三種有放射性釋放的鉛鉍堆事故，分別評估了三種事故后鉛鉍堆向環(huán)境排放的放射性源項(xiàng)，以及在非居住區(qū)邊界上對公眾造成的有效劑量。
　　 通過本文分析，鉛鉍反應(yīng)堆正常運(yùn)行期間，堆頂包容小室中劑量率為0.126Sv/h，主要來自于堆芯產(chǎn)生的中子，此時(shí)堆頂包容小室屬于極高輻射區(qū)

4、，禁止人員進(jìn)入。堆頂包容小室中氣載放射性核素的有效劑量率為2.81 mSv/h，主要來源于裂變氣體Kr、Xe，而210po的有效劑量率僅為4.49×10-17 Sv/h。反應(yīng)堆正常運(yùn)行期間，每年向環(huán)境中排放的放射性核素總活度為2.58×1014 Bq。當(dāng)鉛鉍反應(yīng)堆發(fā)生放射性核素釋放事故時(shí)，包括雙層容器破口事故、一回路覆蓋氣體系統(tǒng)泄漏事故和熱交換器二次側(cè)出口管道破口事故，對非居住區(qū)邊界500 m處公眾個(gè)人（成人）0-2 h期間的有效劑量都