CN112683719B - 一种核材料着火事故工况下释放源项测量装置及评价方法 - Google Patents
一种核材料着火事故工况下释放源项测量装置及评价方法 Download PDFInfo
- Publication number
- CN112683719B CN112683719B CN202011337150.3A CN202011337150A CN112683719B CN 112683719 B CN112683719 B CN 112683719B CN 202011337150 A CN202011337150 A CN 202011337150A CN 112683719 B CN112683719 B CN 112683719B
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- reactor
- aerosol
- nuclear material
- release
- ignition
- Prior art date
- Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
- Active
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Sampling And Sample Adjustment (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明提供一种核材料着火事故工况下释放源项测量装置及评价方法,该测量装置包括反应器、称量***、温控***、供气***以及取样***;本发明通过本装置及方法的建立,可以实现对核材料着火事故工况涉及关键工艺参数的调节,获取着火事故关键参数释放份额的取值范围,为事故源项释放和公众辐射剂量评价提供基础数据。
Description
技术领域
本发明涉及辐射环境影响评价技术领域,具体涉及一种核材料着火事故工况下释放源项测量装置及评价方法。
背景技术
核设施在正常运行过程中会造成铀的排放,铀气溶胶释放后会在环境介质中扩散、转移和迁移,通过空气浸没途径对公众造成外照射剂量以及被公众吸入造成内照射剂量。铀气溶胶在环境中迁移扩散的同时,会发生沉降,经外部扰动(人为扰动和自然扰动)会造成铀气溶胶的再悬浮,通过地表沉积途径对公众造成外照射剂量以及被公众吸入造成内照射剂量。铀沉降到土壤和植物表面,经迁移转移进入动植物产品,从而被动植物体吸收,最终通过食入途径进入人体。因此正常工况下的公众辐射剂量应考虑食入、吸入、空气浸没和地表沉积等途径。
核材料生产过程中涉及铀的操作,其中金属铀具有着火点低的特点,其中金属核材料其表面积较大、与空气接触面积大、粒径小更易于迁移扩散,因此在铀加工操作过程中应关注的典型事故景象包括核材料着火事故。事故发生后,会造成短期、大量铀气溶胶释放,因此,对公众造成辐射剂量的主要照射途径为空气吸入途径。事故工况下,公众吸入内照射剂量评价主要涉及参数包括公众呼吸速率、公众吸入铀的剂量转换因子、空气中的铀浓度,其中呼吸速率和剂量转换因子是确定的,关键参数为空气中的铀浓度。空气中铀浓度取决于事故工况下的铀释放源项。美国能源部非反应堆核设施事故工况下的释放源项评价方法为操作量×空气释放份额×可吸入份额。因此,为了获取核材料着火典型事故工况下的释放源项,需要测量核材料在着火事故的空气释放份额和可吸入份额。空气释放份额是指发生事故时,铀在空气中的份额。可吸入份额是指气溶胶粒径小于10μm的气溶胶颗粒,更易于被吸入和附着到肺部。由于核材料生产工艺差异、工艺设定参数的差异(物料的粒径、物料的量、燃烧温度、与空气接触面积等)会造成空气释放份额的不确定性,因此,无法获取符合实际的评价源项。目前,我国尚未建立不同事故工况、不同核材料的释放份额参数,因此在进行事故情景源项估算是具有较大的不确定度。
为了解决现有技术困难,需要建立一种核材料着火典型事故工况下释放源项测量装置及评价方法,实现对核材料在着火事故工况下不同参数条件下的释放源项的估算,获取其关键参数空气释放份额和可吸入份额。
发明内容
针对现有技术中存在的缺陷,本发明的目的在于提供一种核材料着火事故工况下释放源项测量装置及评价方法,该测量装置和评价方法可记录和获取不同实验调节下的释放份额参数和可吸入份额参数,用于铀事故评价源项的获取。
为实现上述目的,本发明采用的技术方案如下:
一种核材料着火事故工况下释放源项测量装置,所述测量装置包括:
反应器;
称量***,所述称量***设置在所述反应器底端,用于对位于所述反应器内的核材料进行称重;
温控***;
供气***,所述供气***与所述反应器内部相连通;以及
取样***,所述取样***与所述反应器内部相连通,用于对位于所述反应器内的气溶胶进行取样。
在一些实施例中,所述测量装置还包括排风管,所述排风管一端与所述反应器内腔相连通,其另一端与所述取样***相连。
在一些实施例中,所述测量装置还包括高效过滤器,所述高效过滤器与所述取样***的出口相连。
在一些实施例中,所述取样***包括流量气溶胶取样器和粒径分析器。
在一些实施例中,所述温控***布置在所述反应器外壁,用于控制所述反应器内部温度。
同时,本发明还提供一种基于如上述所述的核材料着火事故工况下释放源项测量装置的评价方法,所述评价方法包括:
S1、工艺参数存储;
S2、释放份额和可吸入份额评价;
S3、释放源项拟合方程;
采用单参数变分法,即保证其他参数不变的情况下,仅进行其中某一参数的变化,进行重复实验,获取释放份额ARF与物料的粒径、燃烧温度、氧气/二氧化碳比例的变化曲线,进行释放源项方程拟合,获取对核材料着火燃烧释放份额的关键影响参数。
在一些实施例中,在上述步骤S1中,工艺参数为核材料着火前后的质量数据、反应温度、反应时间、氧气二氧化碳的比例、氧气/二氧化碳比例、气溶胶取样量、粒径<10μm和≥10μm气溶胶铀质量。
在一些实施例中,在上述步骤S2中,释放份额ARF=气溶胶浓度×取样量/核材料燃烧前后的质量差;可吸入份额RF=粒径<10μm气溶胶铀浓度/总的气溶胶铀浓度。
本发明的有益效果为:本发明通过本装置及方法的建立,可以实现对核材料着火事故工况涉及关键工艺参数的调节,获取着火事故关键参数释放份额的取值范围,为事故源项释放和公众辐射剂量评价提供基础数据。
附图说明
图1为本实施例中核材料着火事故工况下释放源项测量装置结构原理示意图。
图2为本实施例的评价方法流程示意图。
图3为本实施例中的释放源项拟合方程示意图。
图中:
1-反应器,2-称量***,3-核材料,4-温控***,5-供气***,6-排风管,7-取样***,8-高效过滤器,9-微量铀分析仪。
具体实施方式
下面结合说明书附图与具体实施方式对本发明做进一步的详细说明。
参见附图1所示,本实施例提供一种核材料着火事故工况下释放源项测量装置,该测量装置包括反应器1、称量***2、温控***4、供气***5以及取样***7。反应器1其内部用于盛放核材料3,称量***2设置在反应器1底端,用于对位于反应器1内的核材料3进行称重。供气***5与反应器1内部相连通,取样***7与反应器1内部相连通,用于对位于反应器1内的气溶胶进行取样。在一些实施例中,测量装置还包括排风管6,排风管6一端与反应器1内腔相连通,其另一端与取样***7相连。测量装置还包括高效过滤器8,高效过滤器8与取样***7的出口相连。温控***4布置在反应器1外壁,用于控制反应器1内部温度。取样***7包括流量气溶胶取样器和粒径分析器。
工作时,在反应器1中加入核材料3,反应器1底部设有称量装置,称量装置数据接入工艺参数存储***;温控***4可以实现温度控制,对核材料3进行引燃,温度随时间的变化数据接入工艺参数存储***;在反应时可以通过供气***5实现对反应时氧气和二氧化碳比例的控制,比例参数接入工艺存储***;燃烧产生的铀气溶胶通过排风管6排放,排风管6上设置中流量气溶胶取样器,实现对气溶胶的取样,且该取样器内设置粒径分级器,可实现对不同粒径气溶胶的采样,获取的样品经微量铀分析仪9进行取样分析,获取铀含量,获取的气溶胶取样量及不同粒径气溶胶浓度数据存储到工艺参数存储***;其余的铀气溶胶经高效过滤器8净化后排放。
参照附图2所示,同时,本实施例还提供一种基于上述核材料着火事故工况下释放源项测量装置的评价方法,该评价方法包括:
S1、工艺参数存储;
在上述步骤S1中,工艺参数为核材料着火前后的质量数据、反应温度、反应时间、氧气二氧化碳的比例、氧气/二氧化碳比例、气溶胶取样量、粒径<10μm和≥10μm气溶胶铀质量。
S2、释放份额和可吸入份额评价;
在上述步骤S2中,释放份额ARF=气溶胶浓度×取样量/核材料燃烧前后的质量差;可吸入份额RF=粒径<10μm气溶胶铀浓度/总的气溶胶铀浓度。
S3、释放源项拟合方程;
采用单参数变分法,即保证其他参数不变的情况下,仅进行其中某一参数的变化,进行重复实验,获取释放份额ARF与物料的粒径、燃烧温度、氧气/二氧化碳比例的变化曲线,进行释放源项方程拟合,获取对核材料着火燃烧释放份额的关键影响参数。
下面结合具体的实施例加以说明:
为了获取核材料完全燃烧的释放源项,设置了相关的工艺控制参数。核材料初始物料量M0=1(g),核材料粒径为<5(mm),为了保证其完全燃烧,燃烧时持续通入氧气(预计1m3),引燃温度为80℃,预计5mi n内全部燃烧完,核材料燃烧后物料量M1=0(g),燃烧过程中的气溶胶取样量为5m3。经微量铀取样测量结果为1mg/m3,粒径<10μm气溶胶铀浓度为0.1mg/m3。
释放份额和可吸入份额评价***:核材料初始物料量M0=1(g),核材料粒径为<5(mm),为了保证其完全燃烧,燃烧时持续通入氧气(预计1m3),引燃温度为80℃条件下:释放份额ARF=气溶胶浓度1mg/m3×气溶胶取样量5m3/核材料燃烧前后的质量差(1-0)g=5mg/1g=5E-03;可吸入份额RF=粒径<10μm气溶胶铀浓度/总的气溶胶铀浓度=0.1mg/m3/1mg/m3=0.1。
参照附图3所示,释放源项拟合方程:采用单参数变分法,进行重复实验,获取释放份额ARF与物料的粒径的变化曲线,即核材料初始物料量M0=1(g),核材料粒径为<5、10、100(mm),为了保证其完全燃烧,燃烧时持续通入氧气(预计1m3),引燃温度为80℃,预计5min内全部燃烧完,核材料燃烧后物料量M1=0(g),燃烧过程中的气溶胶取样量为5m3。经微量铀取样测量结果分别为1mg/m3、0.5mg/m3、0.1mg/m3。则计算得到的释放份额ARF分别为5E-03、2.5E-03、5E-04,进行释放源项方程拟合,获取对核材料着火燃烧释放份额的受核材料粒径的影响。拟合后的方程为y=0.005x,y表示ARF,x为核材料的粒径,在该实验参数条件下,可以获取不同核材料粒径燃烧对ARF的影响。
显然,本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样,倘若本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其同等技术的范围之内,则本发明也意图包含这些改动和变型在内。
Claims (3)
1.一种基于核材料着火事故工况下释放源项测量装置的评价方法,其特征在于,所述测量装置包括:
反应器;
称量***,所述称量***设置在所述反应器底端,用于对位于所述反应器内的核材料进行称重;
温控***;
供气***,所述供气***与所述反应器内部相连通;以及
取样***,所述取样***与所述反应器内部相连通,用于对位于所述反应器内的气溶胶进行取样
所述评价方法包括:
S1、工艺参数存储;
S2、释放份额和可吸入份额评价;
S3、释放源项拟合方程;
采用单参数变分法,即保证其他参数不变的情况下,仅进行其中某一参数的变化,进行重复实验,获取释放份额ARF与物料的粒径、燃烧温度、氧气/二氧化碳比例的变化曲线,进行释放源项方程拟合,获取对核材料着火燃烧释放份额的关键影响参数;
在上述步骤S1中,工艺参数为核材料着火前后的质量数据、反应温度、反应时间、氧气二氧化碳的比例、氧气/二氧化碳比例、气溶胶取样量、粒径<10μm和≥10μm气溶胶铀质量;
在上述步骤S2中,释放份额ARF=气溶胶浓度×取样量/核材料燃烧前后的质量差;可吸入份额RF=粒径<10μm气溶胶铀浓度/总的气溶胶铀浓度,所述测量装置还包括高效过滤器,所述高效过滤器与所述取样***的出口相连,所述取样***包括流量气溶胶取样器和粒径分析器。
2.根据权利要求1所述的评价方法,其特征在于,所述测量装置还包括排风管,所述排风管一端与所述反应器内腔相连通,其另一端与所述取样***相连。
3.根据权利要求1所述的评价方法,其特征在于,所述温控***布置在所述反应器外壁,用于控制所述反应器内部温度。
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN202011337150.3A CN112683719B (zh) | 2020-11-25 | 2020-11-25 | 一种核材料着火事故工况下释放源项测量装置及评价方法 |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
CN202011337150.3A CN112683719B (zh) | 2020-11-25 | 2020-11-25 | 一种核材料着火事故工况下释放源项测量装置及评价方法 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN112683719A CN112683719A (zh) | 2021-04-20 |
CN112683719B true CN112683719B (zh) | 2023-07-25 |
Family
ID=75446111
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN202011337150.3A Active CN112683719B (zh) | 2020-11-25 | 2020-11-25 | 一种核材料着火事故工况下释放源项测量装置及评价方法 |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
CN (1) | CN112683719B (zh) |
Citations (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE19627806A1 (de) * | 1996-07-11 | 1998-01-15 | Siemens Ag | Kernbrennstoffsinterkörper und Verfahren zum Herstellen eines Kernbrennstoffsinterkörpers |
RU2214634C2 (ru) * | 2001-08-08 | 2003-10-20 | Центр КОРТЭС | Система послеаварийной инертизации |
RU2216605C2 (ru) * | 2001-09-13 | 2003-11-20 | Российский Федеральный Ядерный Центр - Всероссийский Научно-Исследовательский Институт Экспериментальной Физики | Имитатор плутония при горении |
CN106350146A (zh) * | 2016-09-28 | 2017-01-25 | 华中科技大学 | 一种调控煤燃烧过程中铀定向转化的方法 |
CN107145698A (zh) * | 2016-03-01 | 2017-09-08 | 中国辐射防护研究院 | 核与辐射突发事件后果大尺度模拟方法及模拟*** |
CN109613589A (zh) * | 2018-11-12 | 2019-04-12 | 中国辐射防护研究院 | 一种用于核设施事故后果公众毒性影响评价方法 |
CN109657905A (zh) * | 2018-11-12 | 2019-04-19 | 中国辐射防护研究院 | 一种mox燃料的临界事故环境释放源项的估算方法 |
CN110390444A (zh) * | 2018-04-16 | 2019-10-29 | 中国辐射防护研究院 | 一种核燃料循环设施uf6事故泄漏后果评估计算方法 |
CN110553974A (zh) * | 2019-08-16 | 2019-12-10 | 西安交通大学 | 核反应堆严重事故下结构材料超高温腐蚀实验***及方法 |
CN111159834A (zh) * | 2018-11-06 | 2020-05-15 | 环境保护部核与辐射安全中心 | 一种复杂环境排放/释放核素剂量计算方法 |
Family Cites Families (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CA1252705A (en) * | 1984-12-17 | 1989-04-18 | Kwang S. Moon | Method for analyzing different sulphur forms |
AU6719190A (en) * | 1990-07-16 | 1992-02-18 | H. Charles Kaplan | Apparatus for the containment of nuclear meltdown debris |
CN101038276B (zh) * | 2006-03-15 | 2010-12-08 | 鞍钢股份有限公司 | 一种煤粉燃烧性能检测方法及其装置 |
JP6107382B2 (ja) * | 2012-05-29 | 2017-04-05 | 新日鐵住金株式会社 | 固体燃料の評価方法 |
CN103076361A (zh) * | 2013-01-10 | 2013-05-01 | 北京交通大学 | 一种煤粉加压富氧燃烧沉降炉实验装置 |
CN105651809A (zh) * | 2015-12-31 | 2016-06-08 | 中国人民解放军国防科学技术大学 | 一种高速气流条件下颗粒着火燃烧实验装置 |
CN107133435A (zh) * | 2016-02-26 | 2017-09-05 | 中国辐射防护研究院 | Uf6设施气载释放事故应急评价模型的构建方法 |
CN109387544B (zh) * | 2018-09-03 | 2021-01-15 | 中国辐射防护研究院 | 高放废液贮罐氢气混合气体***源项估算方法 |
CN109509567A (zh) * | 2018-09-21 | 2019-03-22 | 中国辐射防护研究院 | 模拟后处理有机相燃烧放射性气溶胶释放的装置和方法 |
CN211697609U (zh) * | 2019-11-06 | 2020-10-16 | 中国辐射防护研究院 | 一种铀屑着火取样装置 |
-
2020
- 2020-11-25 CN CN202011337150.3A patent/CN112683719B/zh active Active
Patent Citations (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE19627806A1 (de) * | 1996-07-11 | 1998-01-15 | Siemens Ag | Kernbrennstoffsinterkörper und Verfahren zum Herstellen eines Kernbrennstoffsinterkörpers |
RU2214634C2 (ru) * | 2001-08-08 | 2003-10-20 | Центр КОРТЭС | Система послеаварийной инертизации |
RU2216605C2 (ru) * | 2001-09-13 | 2003-11-20 | Российский Федеральный Ядерный Центр - Всероссийский Научно-Исследовательский Институт Экспериментальной Физики | Имитатор плутония при горении |
CN107145698A (zh) * | 2016-03-01 | 2017-09-08 | 中国辐射防护研究院 | 核与辐射突发事件后果大尺度模拟方法及模拟*** |
CN106350146A (zh) * | 2016-09-28 | 2017-01-25 | 华中科技大学 | 一种调控煤燃烧过程中铀定向转化的方法 |
CN110390444A (zh) * | 2018-04-16 | 2019-10-29 | 中国辐射防护研究院 | 一种核燃料循环设施uf6事故泄漏后果评估计算方法 |
CN111159834A (zh) * | 2018-11-06 | 2020-05-15 | 环境保护部核与辐射安全中心 | 一种复杂环境排放/释放核素剂量计算方法 |
CN109613589A (zh) * | 2018-11-12 | 2019-04-12 | 中国辐射防护研究院 | 一种用于核设施事故后果公众毒性影响评价方法 |
CN109657905A (zh) * | 2018-11-12 | 2019-04-19 | 中国辐射防护研究院 | 一种mox燃料的临界事故环境释放源项的估算方法 |
CN110553974A (zh) * | 2019-08-16 | 2019-12-10 | 西安交通大学 | 核反应堆严重事故下结构材料超高温腐蚀实验***及方法 |
Non-Patent Citations (3)
Title |
---|
中国核电工程有限公司,上海核工程研究设计院,中科华核电技术研究院有限公司.《核电厂选址假想事故源项分析准则》.2015,1-8. * |
核电厂严重事故下双层安全壳环形空间通风***延迟投运的放射性后果影响分析;吴楠;黄树明;刘新建;;《核安全》;第15卷(第03期);65-68 * |
美国能源局.《AIRBORNE RELEASE FRACTIONS/RATES AND RESPIRABLE FRACTIONS FOR NONREACTOR NUCLEAR FACILITIES》.1994,1-612. * |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
CN112683719A (zh) | 2021-04-20 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Johnson et al. | Measurement of methane emissions from ruminant livestock using a sulfur hexafluoride tracer technique | |
Cannon et al. | The flow-past chamber: an improved nose-only exposure system for rodents | |
Gäggeler et al. | The epiphaniometer, a new device for continuous aerosol monitoring | |
Lambert et al. | Volcanic emission of radionuclides and magma dynamics | |
Le Cloarec et al. | Radioactive isotopes and trace elements in gaseous emissions from White Island, New Zealand | |
CN112683719B (zh) | 一种核材料着火事故工况下释放源项测量装置及评价方法 | |
WO2021238348A1 (zh) | 基于固体核径迹的放射性氡、钍射气子体浓度检测方法 | |
Kirner et al. | Reduction in backgrounds of microsamples for AMS 14C dating | |
Geiger et al. | ABSOLUTE STANDARDIZATION OF RADIOACTIVE NEUTRON SOURCES: I. ACTIVATION OF MANGANESE BATH | |
Ferron et al. | Comparison of experimental and calculated data for the total and regional deposition in the human lung | |
Cao et al. | Analysis of hydrogen isotopes with quadrupole mass spectrometry | |
US4380556A (en) | Vapor deposition of hardened niobium | |
Kruger et al. | Measurement of the attachment coefficient of radon—220 decay products to monodispersed polystyrene aerosols | |
Cheng et al. | Characterization of carbon tritide particles in a Tokamak fusion reactor | |
Hage | The influence of size distribution on the ground deposit of large particles emitted from an elevated source | |
Prodi et al. | Radioactively labeled monodisperse aerosols | |
Patel et al. | Radiological properties of tritiated dusts and flakes from the JET tokamak | |
RU2787139C1 (ru) | Способ контроля плотности потока тепловых нейтронов и устройство для его осуществления | |
CN216669645U (zh) | 一种铀屑燃烧气溶胶粒径分级测量装置 | |
Baldwin et al. | Fission-product release from TRIGA-LEU reactor fuels | |
Ashikawa et al. | The size distribution of 210 Po in the atmosphere around Mt. Sakurajima in Kagoshima prefecture, Japan | |
Vargas et al. | Response of a radon charcoal canister to climatic and radon variations in the INTE radon chamber | |
YEH et al. | Nose-only exposure system for inhalation exposures of rodents to large particles | |
Steele | Studies in the Impregnation of Graphite with Uranium | |
Henriques, Jr et al. | Radioactive Studies-Analytical Procedure for Measurement of Radioactive Arsenic of 90-Day Half-Life |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
PB01 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
GR01 | Patent grant | ||
GR01 | Patent grant |