中国高温气冷堆核电示范工程环境辐射影响初步分析.pdfVIP

第 27 卷第6 期 Vo l. 27. NO.6 核动力工程 2 006 年 12 月 Nuclear Power Engineering Dec庸 2 006 文章编号: 0258.0926(2006)06心109-04 中国高温气冷堆核电示范工程 环境辐射影晌初步分析 曲静尿，商建主，李红，刘原中，方栋 (清华大学核能与新能源技术研究院，北京. 100084) 摘要:对我国高温气冷堆核电示范工程(H1R平M)进行了环境辐射影响分析和评价。内容包括堆芯放射 性总蠢的计算、正常运行工况下放射性核素的年释放置、事故源项的分析计算以及正常运行和事故情况下辐 射刑蜜的估计。分析结果表明:正常运行工况下， H1R-PM 放射性释放对公众成员可能产生的辐射剂贯通低 于我剧目前的法规要求;设计基椎事故情况下对公众成员可能产生的辐射剂赣明显低于需要在场外采取隐蔽 措施的通用干预水平。 关键词:模块式高温气冷堆;示拖电站;源项;事故后果评价 中阻分类号: TL71 文献标识码:A T 引商 2 放射性源项 我国目前正在进行商温气冷堆核电示范工程 2.1 堆;芯放射性总量 反应堆堆芯中的放射性总活度用 KO阳G巴N (HTR-PM)的设计和厂址选择工作，计划于 2010 程序川计算。计算模型为以下微分方程组 年建成挽回的第…鹿模块式高温气冷堆示施电 ..l V N N 站。 专号lij 机+φ驴川k …叭响)反 (1) HTR平M的堆芯额定输出热功率为450MW， 电功率为 195MW，电厂设计寿命60 年。一回路 (i =1,…… ,N) 主冷却剂为氮气。燃料元件采用包覆燃料颗粒 式中， X; 为第 i 种核素的原子浓度， cmJ;λi为 构成的全陶瓷盟球形燃料咒件，在不高于 第 i 种核素的衰变常数， swl;σi 为第 i 种核素谱 2 1600CC的离温下具有阻留放射性裂变产物释放的 平均中子眼收截面. cm ; 句为第j 种核素衰变成 能力。 第 i 种核素的份额;儿为第 k 种核素吸收中子后 HTR-PM设有3 道防止堆芯放射性核萦向外 转变为第 i 种棋素的份额;φ为按位置、能露平 2 释放的实体屏障:第一道屏障是全陶黯型钮覆颗 均的中子住撞事. (cm • s)飞 粒燃料元件;第二道屏障是一回路压力边界，由 计算中采用的衰变常数和中子反应截酣等参 反应堆压力容器、蒸汽发生器承压究和热气导管