核电厂冷却剂泄漏情况下微量放射性气溶胶输运机理研究

基本信息
批准号:11575113
项目类别:面上项目
资助金额:73.00
负责人:顾卫国
学科分类:
依托单位:上海交通大学
批准年份:2015
结题年份:2019
起止时间:2016-01-01 - 2019-12-31
项目状态: 已结题
项目参与者:张继革,袁玉春,李钰,董冰,钱雅兰,王闯
关键词:
气溶胶输运辐射监测冷却剂泄漏放射性气溶胶核电站
结项摘要

During the operation of nuclear power plant (NPP), monitoring the radionuclide activity in the aerosol generated during the primary coolant leakage is an important diagnosing method for assuring safe operation of nuclear reactor and preventing serious breakage accident. To master the radioaerosol transport mechanism inside the containment is the critical factor in detecting the coolant leakage rate. The radioaerosol generated during the coolant leakage has certain features in the transport process, such as the trace amount in the proportion of the background aerosols, containing charged particles accompanied by the radionuclide decay, the complex thermodynamic condition in the limited space because of the high-temperature of the leaked coolant, and so on. It can be seen that the radioactive aerosol transport process is complicated and contains the coupling interaction between the aerosol particle size, aggregation, migration, diffusion and deposition. In this project, theory analysis, numerical simulation and experiment research are combined to study the transport mechanism of trace radioaerosol in the condition of coolant leakage in the containment of NPP in order to reveal the laws of particle aggregation, size distribution, aerosol migration and diffusion, deposition, the coupled relationship of these processes. The research will be beneficial to improve the radiation monitoring and coolant leakage detection techniques.

核电厂在运行过程中,对一回路冷却剂泄漏形成的放射性气溶胶进行监测是监督核反应堆安全运行,防止大破损的重要故障诊断方法。掌握放射性气溶胶在安全壳等区域内的输运机理是实现冷却剂泄漏率探测的关键。伴随冷却剂泄漏产生的放射性气溶胶在输运过程中具有的特点有:在环境气溶胶本底里是微量的、放射性核素衰变使气溶胶荷电、有限空间内因冷却剂泄漏热力工况复杂等。这些造成放射性气溶胶输运过程复杂,还存在因气溶胶颗粒凝聚造成的粒径变化以及与气溶胶迁移、扩散、沉积等过程的耦合作用。对此,本项目拟通过理论分析、数值模拟和实验研究相结合的方法研究核电厂冷却剂泄漏情况下微量放射性气溶胶在安全壳等有限空间内的输运机理,分析放射性气溶胶颗粒凝聚及造成的粒径谱变化规律、气溶胶迁移扩散规律、沉降和壁面沉积规律,以及这些过程的耦合作用关系,为辐射监测及冷却剂泄漏探测提供技术支持。

项目摘要

核电厂在运行过程中一回路冷却剂管道可能会产生破口或破裂,造成冷却剂的泄漏。通过在安全壳内监测特定放射性气溶胶活度浓度来定量确定一回路冷却剂泄漏率大小是先漏后破(LBB)分析的重要方法。在该方法的应用中,掌握放射性气溶胶的输运和损失机理是实现准确监测、定量评估冷却剂泄漏率的关键。本项目通过实验、理论分析、数值模拟相结合的方法,研究了气溶胶的碰撞聚并、湍流输运、沉积沉降过程。提出了一种新的“有限活跃样本粒子群结合蒙特卡罗抽样”的方法研究粒子碰撞聚并机理,一种基于湍流脉动随机抽样的气溶胶输运扩散方法实现气溶胶粒子湍流输运的快速计算,揭示了热泳与聚并共同作用下对不同粒径气溶胶的沉积沉降作用机理,发现了壁面剪切湍流造成的气溶胶输运的湍流泳效应,以及湍流泳对气溶胶沉积、浓度分布、放射性核素活度分布的影响规律。将机理研究的模型和计算方法应用于安全壳内气溶胶输运扩散研究,掌握了监测值与冷却剂泄漏率的定量关系及其影响因素。本项目研究成果不仅能为核电厂冷却剂泄漏定量监测,也能为放射性气溶胶扩散预测及源项反演提供理论依据和技术支撑。

项目成果
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数据更新时间:2023-05-31

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