论文摘要
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。
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摘要Abstract第1章 引言1.1 铅铋反应堆发展现状1.1.1 核废料处理与ADS研究现状1.1.2 铅铋反应堆发展现状1.1.3 中国铅基研究堆设计概述1.2 反应堆放射性源项研究现状1.3 论文研究目标和意义1.3.1 本文研究目标1.3.2 工作意义1.4 论文主要内容和结构第2章 铅铋堆放射性源项计算原理和方法2.1 材料活化计算原理2.2 放射性核素迁移原理2.2.1 堆芯中放射性核素迁移2.2.2 冷却剂中放射性核素迁移2.2.3 覆盖气体中放射性核素迁移2.2.4 堆顶包容小室中放射性核素迁移2.3 剂量计算方法2.3.1 吸收剂量2.3.2 当量剂量2.3.3 有效剂量2.4 程序和数据库2.5 小结第3章 铅铋堆材料活化特性分析3.1 计算模型3.2 活化特性分析3.2.1 活度3.2.2 余热3.2.3 接触剂量率3.2.4 潜在生物危害3.3 铅铋堆与其他堆型材料活化特性比较3.4 小结第4章 正常运行放射性源项计算与剂量评估4.1 正常运行时放射性源项计算4.1.1 堆芯放射性源项4.1.2 一回路冷却剂中放射性源项4.1.3 覆盖气体中放射性源项4.1.4 堆顶包容小室中放射性源项4.1.5 二回路冷却剂中放射性源项4.2 正常运行时向环境排放源项4.2.1 堆顶设备正常泄漏释放的放射性源项4.2.2 氩气系统排气释放的放射性源项4.2.3 堆坑空气排放释放的放射性源项4.3 正常运行的剂量评估4.4 小结第5章 事故工况下放射性源项计算与剂量评估5.1 铅铋堆事故选取5.1.1 反应堆安全特点5.1.2 事故的选取5.2 “双层容器破口”事故5.2.1 事故描述5.2.2 源项分析5.2.3 剂量评估5.3 “反应堆一回路覆盖气体系统泄漏”事故5.3.1 事故描述5.3.2 源项分析5.3.3 剂量评估5.4 “热交换器二次侧出口管道破口或断裂”事故5.4.1 事故描述5.4.2 源项分析5.4.3 剂量评估5.5 小结第6章 总结与展望6.1 论文内容总结6.2 特色与创新6.3 展望参考文献在读期间发表的学术论文目录在读期间参与项目与获奖情况致谢
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