核反應堆運行時,易裂變核素在中子誘發(fā)裂變情況下產生大量的放射性核素,這些放射性核素的種類繁多,演化特性復雜,并帶有很強的放射性。核反應堆設計時會考慮多道實體屏障并考慮縱深防御安全設計來限制這些放射核素到環(huán)境的釋放量,以滿足核電廠環(huán)境輻射防護的規(guī)定。同時會對核反應堆進行必要的生物屏蔽設計,將工作人員的輻射劑量降低到合理可行盡量低的水平,以滿足核電廠運行輻射防護對工作人員劑量限值的規(guī)定。在發(fā)生核電事故的情況下,對放射性物質起到包容作用的實體屏障一旦遭到破壞,大量放射性核素就會釋放到環(huán)境中,給公眾和環(huán)境帶來極大的危害。因此準確確定反應堆內產生的放射性種類和產量,預測放射性核素在反應堆系統(tǒng)內的動態(tài)演化及分布對反應堆的安全運行以及對環(huán)境和人類的安全防護具有重要意義。與傳統(tǒng)商用堆型相比,熔鹽堆的燃料成分及形態(tài)、堆內結構材料、設計結構具有顯著的區(qū)別。例如,傳統(tǒng)壓水堆采用的核燃料類型為固定式,輕水或重水作為冷卻劑,熔鹽堆以液態(tài)熔鹽作為燃料,同時兼做冷卻劑,正常運行時大量的放射性核素隨燃料鹽流出堆芯,經(jīng)過上腔室、熱管段、主泵、換熱器、冷管段、下腔室,最后再流入堆內。對于傳統(tǒng)壓水型反應堆,通常采用靜態(tài)點燃... 

【文章來源】：中國科學院大學(中國科學院上海應用物理研究所)上海市

【文章頁數(shù)】：160 頁

【學位級別】：博士

【文章目錄】：
摘要
abstract
第1章 緒論
    1.1 熔鹽堆放射性源項研究背景
        1.1.1 熔鹽堆發(fā)展歷史與現(xiàn)狀
        1.1.2 熔鹽堆放射性源項特點
    1.2 國內外放射性源項研究現(xiàn)狀
        1.2.1 輕水堆放射性源項研究
        1.2.2 熔鹽堆放射性源項研究
    1.3 課題研究目標及主要內容
        1.3.1 本課題研究目標
        1.3.2 論文主要研究內容
第2章 計算模型及理論方法
    2.1 計算模型簡介
    2.2 SCALE程序包介紹
        2.2.1 TRITON模塊
        2.2.2 ORIGEN-S模塊
        2.2.3 ORIGEN-ARP模塊
    2.3 動態(tài)燃耗理論推導
        2.3.1 裂變產物源項動態(tài)模型
        2.3.2 活化產物源項動態(tài)模型
    2.4 本章小結
第3章 流動燃耗模型開發(fā)
    3.1 開發(fā)環(huán)境介紹
        3.1.1 Mathematica簡介
        3.1.2 微分方程求解算法
    3.2 MSRFP模型主要結構
        3.2.1 燃耗數(shù)據(jù)庫
        3.2.2 計算流程
    3.3 程序驗證
    3.4 本章小結
第4章 靜態(tài)點燃耗模型源項計算
    4.1 一回路冷卻劑源項
        4.1.1 裂變產物源項
        4.1.2 活化產物源項
        4.1.3 氚與碳-14源項
        4.1.4 錒系核素源項
        4.1.5 衰變熱分析
        4.1.6 停堆伽馬中子源強分析
    4.2 堆內構件活化產物源項
        4.2.1 產生來源
        4.2.2 計算方法及假設
        4.2.3 計算結果
    4.3 覆蓋氣體活化產物源項
        4.3.1 產生來源
        4.3.2 計算方法及假設
        4.3.3 計算結果
    4.4 加釷運行實驗放射性分析
    4.5 本章小結
第5章 流動對源項計算的影響分析
    5.1 裂變產物流動特性分析
        5.1.1 裂變產物啟停堆工況模擬
        5.1.2 流動對部分核素總量的影響
        5.1.3 裂變產物在主回路的分布
    5.2 裂變氣體及其子體遷移分析
        5.2.1 問題描述
        5.2.2 計算方法及假設
        5.2.3 計算結果
        5.2.4 總結討論
    5.3 中子毒物流動特性分析
        5.3.1 問題描述
        5.3.2 計算方法及假設
        5.3.3 計算結果分析
        5.3.4 總結討論
    5.4 活化產物流動特性分析
        5.4.1 問題描述
        5.4.2 計算方法及假設
        5.4.3 計算結果
        5.4.4 總結討論
    5.5 燃料鹽卸料毒性分析
        5.5.1 劑量定義
        5.5.2 計算結果
    5.6 衰變熱流動特性分析
        5.6.1 問題描述
        5.6.2 計算結果
    5.7 本章小結
第6章 總結展望
    6.1 研究內容總結
    6.2 特色與創(chuàng)新點
    6.3 展望
參考文獻
作者簡歷及攻讀學位期間發(fā)表的學術論文與研究成果
致謝


【參考文獻】：
期刊論文
[1]釷基氟鹽冷卻高溫堆TRISO包覆燃料顆粒結構優(yōu)化分析[J]. 房勇漢,蔡翔舟,陳金根,胡繼峰,李曉曉,余呈剛,伍建輝,崔德陽.  核技術. 2019(08)
[2]核能綜合利用研究現(xiàn)狀與展望[J]. 王建強,戴志敏,徐洪杰.  中國科學院院刊. 2019(04)
[3]釷基熔鹽堆和核能綜合利用[J]. 徐洪杰,戴志敏,蔡翔舟,王建強.  現(xiàn)代物理知識. 2018(04)
[4]主回路裂變產物源項計算程序CPFP的開發(fā)[J]. 唐邵華,呂煒楓,熊軍,蔣振宇.  核動力工程. 2018(04)
[5]核燃料循環(huán)系統(tǒng)臨界事故源項計算程序GETAC-2.0開發(fā)[J]. 朱慶福,張馳,夏兆東.  南華大學學報(自然科學版). 2018(03)
[6]氟鹽冷卻高溫堆主冷卻劑系統(tǒng)16N源項分析[J]. 周波,嚴睿,鄒楊,戴葉,朱貴鳳,于世和,劉亞芬,楊璞,冀銳敏,康旭忠.  原子能科學技術. 2018(04)
[7]氟鹽冷卻高溫堆半實物仿真及初步測試[J]. 阮見,鄒楊,KENDRICK J,李明海,PETERSON P F,徐洪杰.  原子能科學技術. 2018(04)
[8]壓水堆活化腐蝕產物源項58Co和60Co敏感性研究[J]. 胡文超,韓靜茹,李鐵萍,趙傳奇,靖劍平,張春明.  核動力工程. 2017(06)
[9]美國西屋3400 MWth壓水堆氚排放研究[J]. 王奇,付鵬濤.  核科學與工程. 2017(06)
[10]某壓水堆核電廠氚、碳-14的排放及對外圍輻射環(huán)境的影響分析[J]. 林明智.  廣東化工. 2017(19)



本文編號：3205703