压水堆核电厂一回路冷却剂系统中锕系核素质量评估方法研究

来源：核动力工程杂志2024年第2期北京时间：

作者：熊军, 吕炜枫, 郭润春, 高耀毅, 蒋振宇

单位：中广核工程有限公司核电安全监控技术与装备国家重点实验室，广东深圳，518172；

摘要：为评估压水堆核电厂燃料包壳破损时的工作人员辐射风险和燃料包壳破损程度，基于特征物理量建立一回路冷却剂系统中锕系核素质量评估方法。本文基于锕系核素的生成和迁移机理，建立了一回路冷却剂系统中锕系核素的平衡方程组，并选取3种易监测的特征物理量用以评估锕系核素向一回路冷却剂系统的释放量及其分布，并建立了一回路冷却剂系统中锕系核素质量的评估方法。然后分别采用国内在役压水堆核电厂无燃料包壳破损和有燃料包壳破损的实测数据对建立的评估方法进行了验证，验证结果表明：建立的评估方法可在无燃料包壳破损和有燃料包壳破损的情况下对一回路冷却剂系统中锕系核素质量进行评估，评估结果和预期符合。本文研究成果可为压水堆核电厂运行期间一回路冷却剂系统中锕系核素质量及其分布评估提供指导，从而优化后端的工作人员防护措施，降低辐射风险。

关键词：压水堆核电厂, 一回路冷却剂系统, 锕系核素