严重事故安全壳废液中核素活度计算

摘要：

福岛事故后,放射性废液的处理受到了高度关注.严重事故后安全壳废液中的核素活度分析是废液处理的前提.根据严重事故后安全壳废液中放射性核素的来源及消减机理,建立了AP1000严重事故安全壳废液中核素活度计算模型,研究安全壳废液中放射性核素活度的变化.结果表明:在堆芯核素向安全壳释放阶段,废液中各组核素活度逐渐增大,随后除镧组核素外,其他各组核素活度随时间逐渐减小,碘总活度降低最快,铯组总活度降低最慢;在事故初期,碘是废液中的主要核素,其次是铯;铯组核素占总活度的份额先减小后增大,而其他组核素占总活度的份额先增大后减小.134 Cs、137 Cs、89 Sr、90 Sr、127 Tem、103 Ru、106 Ru、144 Ce、241 Pu、90 Y、91 Y、95 Nb、95 Zr 衰减很慢,是放射性废液的重要组成成分.

关键词：严重事故;安全壳;废液;核素;放射性活度

所属期刊栏目：21

分类号：TL732(辐射防护)

资助基金：国家科技重大专项2019ZX06005001

在线出版日期：2021-12-03（万方平台首次上网日期，不代表论文的发表时间）

页数：共5页

页码：13361-13365