安全壳通风系统放射性净化定量分析

摘要

以先进压水堆核电厂为对象,开展了正常运行工况安全壳内气载放射性产生方式研究,并构建了分析模型,包括冷却剂泄漏及40Ar中子活化.在此基础上,定量的论证了安全壳空气过滤系统对放射性净化作用,结果表明:无排风净化情况下安全壳大气内放射性水平较高,可达DAC(导出空气浓度)限值15.5倍,应实行较严格的措施限制人员进入:通过敏感性分析,识别出85Kr及133Xe为主导核素,由于这些核素半衰期较长,仅依靠衰变较难去除,采用每周定期20h净化方案可解决该问题.同时,进一步研究了降功率并发碘尖峰机理模型,论证了停堆工况通风策略的有效性,结果表明:实施大风量净化可在进入冷停堆状态时将安全壳内气载放射性降到DAC限值,为人员在安全壳内进行长期操作提供了条件.