铅基反应堆中钋-210的行为初步分析研究

摘要

液态铅铋合金(lead bismuth eutectic，LBE)以其优良的中子学、热工水力学和安全特性，被众多加速器驱动系统(ADS)和第四代铅基反应堆(LFR)选作主冷却剂。然而，它却可能带来了一个不可忽视的问题，即放射性钋问题。210Po是一种毒性极高的核素，它是由铅铋冷却剂中209Bi受中子辐照后生成210Bi，及随后的β-衰变生成的。210Po是一个纯α放射体，半衰期为138.4天，其衰变释放的α粒子能量高达5.3MeV，而且210Po具有很强的挥发性。因此，在反应堆正常维修或换料时，如果设计或操作不当，它可能会给工作人员的健康带来危害。本文针对210Po在铅基反应堆各个系统中的行为进行了初步分析研究，并对210Po导致的工作人员的潜在危害进行了评估。
　　本文利用大型中子学计算分析系统VisualBUS开展了210Po在铅铋冷却剂中的累积过程分析，并参考了210Po在液态铅铋中的挥发特性经验数据，对210Po由铅铋冷却剂向覆盖气体系统的迁移进行了研究。然后，评估了在正常工况和事故工况下，210Po向堆外（堆顶包容小室和反应堆厂房）释放过程中可能会对工作人员造成的影响。最后，对影响210Po在反应堆系统内迁移的主要因素，如净化提取、覆盖气体中杂质含量、覆盖气体泄漏率以及通风率等，进行了敏感性分析，并对相关系统的设计提出了参考意见。
　　初步分析结果表明，绝大部分210Po被滞留在铅铋冷却剂中，只有约10-11份额的210Po迁移进入覆盖气体中;正常工况下，在假设的覆盖气体泄漏率条件下，释放进入堆顶包容小室及反应堆厂房的210Po放射性水平对工作人员的危害均低于规定的限值，不会对工作人员造成危害的;即使在事故工况（覆盖气体密封失效事故和冷却剂大量溢出事故）下，210Po的放射性水平也是处于可控制范围内，只要尽可能减少工作人员的疏散时间，就不会给工作人员带来严重的影响。在敏感性分析研究中发现，铅铋冷却剂中钋的净化提取可以使得堆内累积的210Po大大降低，进而会降低堆外210Po的放射性水平。

目录

声明

摘要

第一章 绪论

1．1 研究背景

1．2 加速器驱动次临界系统ADS的研究现状

1．2．1 ADS的国外研究现状

1．2．2 ADS的国内研究现状

1．3 铅基反应堆中放射性钋的研究现状

1．3．1 性质简介

1．3．2 研究现状

1．4 本文研究的主要意义与内容

1．4．1 本文研究的意义

1．4．2 本文研究的主要内容

第二章 铅基反应堆中210Po的行为分析原理与方法

2．1 中子活化计算原理

2．2 210Po的迁移原理

2．2．1 210Po向覆盖气体的挥发

2．2．2 210Po向堆外的释放

2．2．3 210Po在固态铅铋中的迁移

2．3 210Po的危害评估

2．3．1 放射性活度

2．3．2 有效剂量

2．4 计算程序与数据库

2．4 本章小结

第三章 铅基反应堆中210Po的行为分析

3．1 中子学模型

3．2 铅铋冷却剂中210Po的产生

3．2．1 反应堆运行时210Po的分析

3．2．2 反应堆停堆时210Po的分析

3．3 正常工况下210Po的行为与放射性危害

3．3．1 210Po向覆盖气体的蒸发

3．3．2 210Po向堆顶包容小室的迁移

3．3．3 210Po向反应堆厂房的迁移

3．4 事故工况下210Po的行为与放射性危害

3．4．1 覆盖气体密封失效事故

3．4．2 冷却剂溢出事故

3．5 本章小结

第四章 铅基反应堆中210Po的敏感性分析

4．1 净化提取对堆内210Po含量的影响

4．2 覆盖气体中杂质含量对210Po浓度的影响

4．3 覆盖气体泄漏率对堆外210Po浓度的影响

4．4 通风率对堆外210Po浓度的影响

4．5 本章小结

第五章 总结与展望

5．1 论文内容总结

5．2 展望

参考文献

致谢

在读期间发表的学术论文与取得的其他研究成果