鉛鉍反應堆放射性源項計算與劑量評估研究.pdf

1、放射性源項計算研究放射性核素種類、數量、形態(tài)，以及在不同系統(tǒng)之間的遷移過程，它可以為反應堆的屏蔽設計、廢物評估和環(huán)境影響分析提供參考。鉛鉍反應堆是快中子反應堆，與壓水堆在冷卻劑、保護氣體等結構和材料上有明顯區(qū)別。鉛鉍堆放射性源項也有自身的特點，特別是鉛鉍活化產生的易揮發(fā)放射性核素210po，是鉛鉍反應堆設計時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研究所·FDS團隊設計的一個10MW鉛鉍反應堆方案，研究了放射性源項在鉛鉍反

2、應堆各系統(tǒng)的分布，以及反應堆正常運行時的輻射場分布和事故時對公眾的劑量。
　　 本文使用了“MCNP-FISPACT”耦合活化計算方法開展了鉛鉍反應堆材料的活化計算，得到了鉛鉍反應堆各系統(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，根據鉛鉍反應堆中放射性核素的遷移特性和反應堆的結構特點，建立了鉛鉍反應堆中放射性核素在不同系統(tǒng)之間的遷移方程。并分析鉛鉍反應堆正常運行情況下，放射性源項在堆芯、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，并評估了鉛鉍反應堆正常運行時周圍的劑量場分布。在分析鉛鉍堆放射性源項分布特點的基礎上，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，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，鉛鉍反應堆正常運行期間，堆頂包容小室中劑量率為0.126Sv/h，主要來自于堆芯產生的中子，此時堆頂包容小室屬于極高輻射區(qū)

4、，禁止人員進入。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。反應堆正常運行期間，每年向環(huán)境中排放的放射性核素總活度為2.58×1014 Bq。當鉛鉍反應堆發(fā)生放射性核素釋放事故時，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出口管道破口事故，對非居住區(qū)邊界500 m處公眾個人（成人）0-2 h期間的有效劑量都