[发明专利]一种先进小型核反应堆电厂选址源项模型计算方法

说明书

本发明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：建立由安全壳泄露入环境中的放射性Asubgt;0/subgt;的计算方程：建立位于地面的空腔内放射性Asubgt;1/subgt;的变化方程；建立泄露致环境的放射性Asubgt;2/subgt;的方程：联立上述方程，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。

技术领域

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：

A_i：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)

A_b：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。

发明内容

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：