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10MW鉛鉍反應(yīng)堆方案,研究了放射性源項(xiàng)在鉛鉍反應(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...

【文章頁數(shù)】：91 頁

【學(xué)位級別】：博士

【文章目錄】：
摘要
Abstract
第1章 引言
    1.1 鉛鉍反應(yīng)堆發(fā)展現(xiàn)狀
        1.1.1 核廢料處理與ADS研究現(xiàn)狀
        1.1.2 鉛鉍反應(yīng)堆發(fā)展現(xiàn)狀
        1.1.3 中國鉛基研究堆設(shè)計(jì)概述
    1.2 反應(yīng)堆放射性源項(xiàng)研究現(xiàn)狀
    1.3 論文研究目標(biāo)和意義
        1.3.1 本文研究目標(biāo)
        1.3.2 工作意義
    1.4 論文主要內(nèi)容和結(jié)構(gòu)
第2章 鉛鉍堆放射性源項(xiàng)計(jì)算原理和方法
    2.1 材料活化計(jì)算原理
    2.2 放射性核素遷移原理
        2.2.1 堆芯中放射性核素遷移
        2.2.2 冷卻劑中放射性核素遷移
        2.2.3 覆蓋氣體中放射性核素遷移
        2.2.4 堆頂包容小室中放射性核素遷移
    2.3 劑量計(jì)算方法
        2.3.1 吸收劑量
        2.3.2 當(dāng)量劑量
        2.3.3 有效劑量
    2.4 程序和數(shù)據(jù)庫
    2.5 小結(jié)
第3章 鉛鉍堆材料活化特性分析
    3.1 計(jì)算模型
    3.2 活化特性分析
        3.2.1 活度
        3.2.2 余熱
        3.2.3 接觸劑量率
        3.2.4 潛在生物危害
    3.3 鉛鉍堆與其他堆型材料活化特性比較
    3.4 小結(jié)
第4章 正常運(yùn)行放射性源項(xiàng)計(jì)算與劑量評估
    4.1 正常運(yùn)行時(shí)放射性源項(xiàng)計(jì)算
        4.1.1 堆芯放射性源項(xiàng)
        4.1.2 一回路冷卻劑中放射性源項(xiàng)
        4.1.3 覆蓋氣體中放射性源項(xiàng)
        4.1.4 堆頂包容小室中放射性源項(xiàng)
        4.1.5 二回路冷卻劑中放射性源項(xiàng)
    4.2 正常運(yùn)行時(shí)向環(huán)境排放源項(xiàng)
        4.2.1 堆頂設(shè)備正常泄漏釋放的放射性源項(xiàng)
        4.2.2 氬氣系統(tǒng)排氣釋放的放射性源項(xiàng)
        4.2.3 堆坑空氣排放釋放的放射性源項(xiàng)
    4.3 正常運(yùn)行的劑量評估
    4.4 小結(jié)
第5章 事故工況下放射性源項(xiàng)計(jì)算與劑量評估
    5.1 鉛鉍堆事故選取
        5.1.1 反應(yīng)堆安全特點(diǎn)
        5.1.2 事故的選取
    5.2 “雙層容器破口”事故
        5.2.1 事故描述
        5.2.2 源項(xiàng)分析
        5.2.3 劑量評估
    5.3 “反應(yīng)堆一回路覆蓋氣體系統(tǒng)泄漏”事故
        5.3.1 事故描述
        5.3.2 源項(xiàng)分析
        5.3.3 劑量評估
    5.4 “熱交換器二次側(cè)出口管道破口或斷裂”事故
        5.4.1 事故描述
        5.4.2 源項(xiàng)分析
        5.4.3 劑量評估
    5.5 小結(jié)
第6章 總結(jié)與展望
    6.1 論文內(nèi)容總結(jié)
    6.2 特色與創(chuàng)新
    6.3 展望
參考文獻(xiàn)
在讀期間發(fā)表的學(xué)術(shù)論文目錄
在讀期間參與項(xiàng)目與獲獎情況
致謝



本文編號：3930541