中国科学技术大学
铅铋反应堆放射性源项计算
与剂量评估研究
作者姓名: 党同强
学科专业: 核能科学与工程
吴宜灿教授
导师姓名:
完成时间: 二一三年五月二十九日\煅删’
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作者签名：遣里鱼
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作者签名：连日强作者签名：吃叫弓≮导师签名:
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摘要
放射性源项计算研究放射性核素种类、数量、形态，以及在不同系统之间的
迁移过程，它可以为反应堆的屏蔽设计、废物评估和环境影响分析提供参考。铅
铋反应堆是快中子反应堆，与压水堆在冷却剂、保护气体等结构和材料上有明显
区别。铅铋堆放射性源项也有自身的特点，特别是铅铋活化产生的易挥发放射性
核素，是铅铋反应堆设计时必须考虑的放射性问题。因此，本文基于中科
院核能安全技术研究所?团队设计的一个铅铋反应堆方案，研究了
放射性源项在铅铋反应堆各系统的分布，以及反应堆正常运行时的辐射场分布和
事故时对公众的剂量。
本文使用了“.”耦合活化计算方法开展了铅铋反应堆材料的
活化计算，得到了铅铋反应堆各系统材料的放射性特性，包括活度、余热、接触
剂量率和潜在生物危害。然后，根据铅铋反应堆中放射性核素的一体机教学
迁移特性和反应
堆的结构特点，建立了铅铋反应堆中放射性核素在不同系统之间的迁移方程。并
分析铅铋反应堆正常运行情况下，放射性源项在堆芯、一回路冷却剂、覆盖气体、
二回路冷却剂、堆顶包容小室中的分布情况和每年向环境排放的放射性源项，并
评估了铅铋反应堆正常运行时周围的剂量场分布。在分析铅铋堆放射性源项分布
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特点的基础上，选取了三种有放射性释放的铅铋堆事故，分别评估了三种事故后
铅铋堆向环境排放的放射性源项，以及在非居住区边界上对公众造成的有效剂量。
通过本文分析，铅铋反应堆正常运行期间，堆顶包容小室中剂量率为.
/
，主要来自于堆芯产生的中子，此时堆顶包容小室属于极高辐射区，禁止人
员进入。堆顶包容小室中气载放射性核素的有效剂量率为. /，主要来源
。
于裂变气体、，而的有效剂量率仅为. /。反应堆正常运
行期间，每年向环境中排放的放射性核素总活度为.
。当铅铋反应堆
发生放射性核素释放事故时，包括双层容器破口事故、一回路覆盖气体系统泄漏
事故和热交换器二次侧出口管道破口事故，对非居住区边界处公众个人
成人
期间的有效剂量都低于《 .核动力厂环境辐射防护规
定》的限值 ，说明了此铅铋反应堆并不会对环境造成超过国标限值的严
u型卡环
重后果。
关键词：铅铋反应堆放射性源项剂量中国铅基研究堆
本论文工作得到国家自然科学基金重点支持项目“加速器驱动次临界堆瞬态安全过程与影响机理研究”
.，中科院战略性科技先导专项“未来先进核裂变能一嬗变系统”, 的资助。
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