一种先进小型核反应堆电厂选址源项模型计算方法与流程

本发明涉及一种适用于小型核反应堆电厂选址的选址源项模型计算方法，可用于先进小型核反应堆电厂的选址。

背景技术：

在以往的选址源项计算模型中，主要针对大型压水反应堆，大型压水反应堆布置在地面。而最新研发的小型反应堆核电站，如mpower、nuscale、acp100等，都选择了将反应堆布置在地面以下的设计，这样相对大堆而言小型压水堆多一层安全屏障，如图1所示。

现对传统压水堆选址源项模型介绍如下：

据gb6249的要求，在选址阶段，选址源项要考虑全堆芯熔化的情况，但安全壳可假定结构功能完整。放射性释放物释放的场景rg1.183做了假定，rg1.183将假想事故后放射性释放入安全壳分为3个阶段：冷却剂释放、间隙释放、早期压力容器内释放。

冷却剂中的放射性总量是基于0.25％的燃料破损假设计算而得，因此冷却剂释放阶段释放的放射性与后两阶段相比十分微小，故忽略不计。间隙释放和压力容器内释放阶段，均假定为匀速释放。

基于以上，列出安全壳内放射性计算方程如下：

式(1-1)的解为：

保守的假定，释放入环境中的放射性核素并没有因为自身的衰变而减少，即：

式(1-1)的解为：

式(1-1)至式(1-4)中，有：

ai：安全壳内放射性(单位bq)

t：计算时间步长(单位h)

q：事故后反应堆向安全壳大气的放射性释放率(单位kg/h)

λ：衰变常数(h^-1)

l：由安全壳向环境的泄漏率(h^-1)

d：安全壳内的放射性去除系数(h^-1)

ab：在某计算时段内，安全壳内起始时刻的放射性(单位bq)

a0：由安全壳泄露入环境中的放射性(单位bq)。

传统模型并没有考虑放射性物在辅助厂房或者是地面厂房的沉降、滞留作用，在运用此模型做源项计算时候，工程上往往会除于一个系数来考虑辅助厂房对放射性物的滞留作用，全凭经验保守估计并不能很好的反映真实情况。

技术实现要素：

本发明的目的是：针对小型先进反应堆的地上—地下布置，对传统的选址源项模型进行修改，使之更加符合先进小型压水堆的设计特点。

为了达到上述目的，本发明的技术方案是提供了一种先进小型核反应堆电厂选址源项模型计算方法，其特征在于，包括以下步骤：

步骤1、建立由安全壳泄露入环境中的放射性a0的计算方程：

式(2-1)中，q为事故后反应堆向安全壳大气的放射性释放率，λ为衰变常数，t为计算时间步长，l1为安全壳向空腔的泄漏率，d0为安全壳内的放射性去除系数；

建立位于地面的空腔内放射性a1的变化方程：

式(2-2)中，l2为地面辅助厂房向环境的泄露率，d1为地面辅助厂房内的放射性去除系数；

建立泄露致环境的放射性a2的方程：

步骤2、联立式(2-1)、式(2-2)、式(2-3)，即得到改进的先进小堆选址源项模型。

通过本发明提高的方法得到的模型考虑了地上——地下布置的特点，即不仅考虑了地下安全壳对放射性的阻隔、滞留作用，也的考虑了地面厂房的阻隔、滞留作用。通过泄露、去除、衰变系数细致描述了放射性的消失。相对于传统选址源项模型，考虑得更为精细，更贴近先进小堆的布置特点。

附图说明

图1为传统大型反应堆电站布置示意图；

图2为本发明的先进小堆反应堆布置示意图；

图3为小堆放射性释放示意图。

具体实施方式

为使本发明更明显易懂，兹以优选实施例，并配合附图作详细说明如下。

本发明提供的一种先进小型核反应堆电厂选址源项模型计算方法对放射性释放的量和时段的假设仍然按照rg1.183的假定，同时考虑地上—地下布置，多一层释放屏障的影响。结合图3，本发明具体包括以下步骤：

步骤1、建立由安全壳泄露入环境中的放射性a0的计算方程：

式(2-1)中，q为事故后反应堆向安全壳大气的放射性释放率，λ为衰变常数，t为计算时间步长，l1为安全壳向空腔的泄漏率，d0为安全壳内的放射性去除系数；

对于安全壳内放射性的计算和传统模型一样，放射性的变化为释放入安全壳的放射性与放射性减少项的差值，安全壳内的放射性来源于堆芯放射性的释放，安全壳内放射性减少主要有三方面：泄露、去除、衰变。其中去除机理可以是能动的如喷淋，也可以是非能动的(自然沉降、冷凝、热泳等)。

建立空腔b内放射性a1的变化方程：

式(2-2)中，l2为地面辅助厂房向环境的泄露率)，d1为地面辅助厂房内的放射性去除系数；

空腔b内的放射性来源于空腔a的泄露，放射性的消失同样有三个方面：泄露、去除、和衰变。

经过空腔b的阻挡和滞留以后，放射性将泄露致环境中，在泄露到环境以后，放射性核素自身的衰变就不再考虑，居于以上假设，建立泄露致环境的放射性a2的方程：

步骤2、联立式(2-1)、式(2-2)、式(2-3)，即得到改进的先进小堆选址源项模型。

以国外某先进小堆核电厂为例，基本情况如下：单堆热功率为530mwt，电功率为180mwe，换料周期为4年，设计寿命为60年。反应堆堆芯、蒸汽发生器、稳压器组合布置在一个普通压力容器中，控制棒驱动机构和主泵也内置于压力容器中，整个环路设备被整合到一个容器中，整个核岛设备进行了大大简化。核岛厂房布置采用了地下布置方式——安全壳、乏燃料水池都布置在地下，辅助厂房布置地上。

计算过程中按照gb6249的要求假设了全堆芯融化，安全壳完整。限于篇幅挑取了两种代表性的核素i131和xe133，按照两种模型进行对比计算，结果如下表，其中按照改进先进小堆选址源项模型计算时，因反射性核素的迁移机理不明，并没有考虑在辅助厂房中去除效应的影响，即d1＝0。

计算结果对比表

由以上表格可以看出，辅助厂房对反射性起到了一定的阻碍和滞留作用，相比于凭经验的估计厂房的去除滞留作用，计算模型对结果的估计更为精细可靠，在各方输入数据更全面的情况下，能得到更为可靠的估计，为后续非居住区及规划限制区范围的划分奠定更坚实的基础。