核電廠大破口失水事故（LBLOCA）始發(fā)嚴重事故釋放源項的分析

尤 偉，石雪垚，王曉霞，龍 亮，邱 林

（中國核電工程有限公司，北京 100840）

核電廠大破口失水事故（LBLOCA）始發(fā)嚴重事故釋放源項的分析

尤 偉*，石雪垚，王曉霞，龍 亮，邱 林

（中國核電工程有限公司，北京 100840）

本文利用一體化的嚴重事故數(shù)據(jù)計算分析程序，研究核電廠發(fā)生大破口失水（LBLOCA）事故始發(fā)嚴重事故情況下裂變產(chǎn)物的釋放、遷移、去除和最終在不同區(qū)域的分布等特征。假設(shè)核電廠具有雙層安全殼設(shè)計并且安全殼保持完整性的情況下，計算最終向環(huán)境的釋放源項。最后利用美國核管會（NRC）的NUREG-1465假設(shè)的殼內(nèi)事故源項的釋放份額計算環(huán)境釋放源項的份額，并對結(jié)果進行比較。計算結(jié)果可以為應(yīng)急設(shè)施評價源項的選取以及場外后果評價提供參考。

嚴重事故；大破口事故LBLOCA；裂變產(chǎn)物；源項

概率安全分析（PSA）作為一種綜合的結(jié)構(gòu)型分析方法，已經(jīng)在核電廠的設(shè)計中得到廣泛應(yīng)用。其中核動力廠的二級概率安全分析的主要目的是確定放射性物質(zhì)從核動力廠釋放的可能途徑并且評價其釋放量和發(fā)生頻度。該分析同時為三級概率安全分析的劑量風險分析提供輸入；其對于深入了解事故預(yù)防和事故緩解措施具有重要的意義［1］。

我國國家核安全局對于二級概率安全分析也提出了一些初步的要求［2，3］，如明確要求對需要進行廠外早期響應(yīng)的（特別是與安全殼早期失效相關(guān)的）放射性物質(zhì)向廠外大量釋放的風險進行評價［4］。國內(nèi)對于嚴重事故源項的研究已開展不少工作，但注意到大部分研究沒有與國內(nèi)核電工程設(shè)計中已用的參考源項，如NUREG-1465進行比較，同時考慮到NUREG-1465提供的釋放份額是對應(yīng)低壓條件下堆芯熔化事故中的典型值，因此本文選擇大破口失水事故（LBLOCA）始發(fā)的嚴重事故作為計算的假想事故，計算事故發(fā)生后放射性源項的釋放、遷移和去除等特征，同時與參考源項進行比較。

本文參考國際、國內(nèi)先進堆型的嚴重事故源項的計算及處理方法［5-7］，利用一體化的嚴重事故源項分析程序，通過建立反應(yīng)堆堆芯、一回路、二回路、安全殼隔室、能動和非能動結(jié)合安全系統(tǒng)的熱工水力模型，選取安全殼完整釋放類型，對大破口失水事故始發(fā)嚴重事故后安全殼內(nèi)及環(huán)境中的釋放源項進行計算和分析，同時與美國核管會的NUREG-1465事故源項進行對比［8］，其結(jié)果可以為應(yīng)急設(shè)施評價源項的選取以及場外后果評價提供參考［9-11］。

1 計算程序簡介

本文利用一體化的嚴重事故計算程序，計算事故后向安全殼及環(huán)境釋放的裂變產(chǎn)物源項。該程序適用于不同堆型的核電廠的嚴重事故源項分析，包括法國900MW壓水堆、EPR以及俄羅斯WWER等堆型，已在國際核電廠設(shè)計和監(jiān)管部門審評中得到廣泛應(yīng)用。程序可以模擬如下的嚴重事故現(xiàn)象［12］：

（1）模擬堆芯熔化與遷移，并分別追蹤二氧化鈾、鋯合金、二氧化鋯和控制棒材料；

（2）反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）熱工水力；

（3）堆芯升溫、熔化、遷移；

（4）安全殼熱工水力；

（5）燃料-冷卻劑反應(yīng)；

（6）熔融堆芯-混凝土相互作用；

（7）裂變產(chǎn)物釋放、傳輸和沉積。

2 事故序列及主要進程

本文所分析的核電廠設(shè)計有嚴重事故緩解措施，如堆腔注水系統(tǒng)、非能動安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)和非能動消氫系統(tǒng)，在建模時均對上述緩解措施進行了模擬。限于篇幅，這里不詳細說明模型的建立。本文選取的導(dǎo)致嚴重事故的初因事件是大破口失水事故，事故發(fā)生后，同時假定噴淋系統(tǒng)以及高、低壓安注系統(tǒng)不可用，安全殼的非能動系統(tǒng)保證安全殼不超壓失效，并假定非能動的蓄壓安注箱可用［13，14］。利用核電廠的計算模型，采用一體化程序?qū)υ撌鹿市蛄羞M行計算，其主要的事故進程見表1。

表1 事故主要進程Table 1 Evolution of accident

3 結(jié)果分析

3.1 安全殼內(nèi)源項

事故發(fā)生后堆芯產(chǎn)生的裂變產(chǎn)物向環(huán)境的釋放途徑如圖1所示。

圖1 裂變產(chǎn)物向環(huán)境的釋放途徑Fig.1 Releasing passway of fission products into the environment

表2中給出事故后裂變產(chǎn)物向環(huán)境釋放基本結(jié)束時（不再有明顯向環(huán)境釋放的裂變產(chǎn)物），通過程序計算得到的累積釋放到安全殼內(nèi)的份額，同時給出了一回路系統(tǒng)中累積的釋放份額。

表2 殼內(nèi)裂變產(chǎn)物釋放份額Table2 Releasing fraction of fission products in the containment

從表中可以看到，除SrO、BaO、La2O3和CeO2外，其他主要核素的大部分釋放到安全殼內(nèi)，由于假設(shè)安全殼的完整性保持，釋放到環(huán)境中的量比較小。

這里同時采用一種源項的簡化計算方法，對惰性氣體、I、Cs和Te選擇CORSOR-M模型，而對于其他核素選擇Kress/Booth RelVol模型，這種選擇是為了與一體化計算程序相對應(yīng)［15］。計算的輸入?yún)?shù)除堆芯及一回路的設(shè)計參數(shù)外，所需的熱工參數(shù)由一體化計算程序的計算提供，最終的計算結(jié)果列在表3中。

考慮到NUREG-1465給出的是安全殼內(nèi)的釋放源項，并不考慮殼內(nèi)源項向環(huán)境的釋放，因此表中給出堆芯釋放的總量（不包括一回路，即安全殼及環(huán)境中的釋放份額的總和），將該結(jié)果與NUREG-1465源項釋放份額進行比較，結(jié)果同樣見表3。

從表中可以看到，采用CORSOR-M計算的惰性氣體、I、Cs和Te的簡化計算與一體化程序計算的結(jié)果符合的較好，除惰性氣體外其他核素比NUREG-1465的結(jié)果保守；采用Kress/Booth RelVol模型計算Mo的結(jié)果與NUREG-1465相近，其他核素組相對于一體化程序的計算結(jié)果，基本上要小1個量級，簡化模型對于堆芯熔化階段的釋放并不適用，但大部分非揮發(fā)性物質(zhì)在該階段及熔融物跌落時的釋放更為明顯，模型對于包殼氧化階段的考慮并不保守，可能是計算結(jié)果偏小的原因。

同時由表可見，采用一體化計算程序計算得到的各個核素組的堆芯釋放總量（不包括一回路，對應(yīng)表中“份額*”） 與NUREG-1465相比，碲族元素（TeO2和Sb）的釋放份額約為NUREG-1465的2.5倍，貴金屬元素Mo在NUREG-1465中要偏小近兩個量級，其他核素的釋放份額具有一定可比性，考慮到NUREG-1465提供的釋放份額是對應(yīng)低壓條件下堆芯熔化事故中的典型值，而不是保守值或限值，計算結(jié)果具有一定的合理性。

表3 殼內(nèi)裂變產(chǎn)物釋放份額的比較Table 3 Com parison of releasing fraction of fission products in the containment

3.2 環(huán)境釋放源項

需要考慮向環(huán)境釋放的放射性源項基本達到穩(wěn)定狀態(tài)，計算中考慮72 h的釋放量。表4和表5給出計算得到的環(huán)境釋放源項，為滿足后續(xù)劑量評價軟件對于前端源項輸入的要求，表中同時給出了不同的煙羽的釋放時間、釋放量和釋放能量，可以作為場外劑量評價時的輸入數(shù)據(jù)。

表4 概率安全分析環(huán)境釋放源項結(jié)果（1）Table 4 Source term in the environment for PSA（1）

表5 概率安全分析環(huán)境釋放源項結(jié)果（2）Table 5 Source term in the environment for PSA（2）

假設(shè)嚴重事故后釋放到安全殼內(nèi)的源項為NUREG-1465中對應(yīng)壓水堆向安全殼內(nèi)的釋放份額，不考慮殼內(nèi)噴淋去除，考慮放射性核素衰變，內(nèi)層安全殼的正常泄漏，旁通泄漏以及雙層安全殼環(huán)形空間的通風去除，根據(jù)核電廠的堆芯積存量，計算72 h最終釋放到環(huán)境中源項的釋放份額，與安全殼完整釋放類對應(yīng)的源項進行比較，結(jié)果如圖2所示。

圖2 安全殼完整的環(huán)境釋放份額與NUREG-1465比較Fig.2 Comparison between releasing fraction for intactcontainmentand NUREG-1465

可以看到，對于惰性氣體和CsI，NUREG-1465與釋放類的計算結(jié)果接近，NUREG-1465的源項計算結(jié)果要略大，其他除MoO2外，根據(jù)NUREG-1465計算得到的其他裂變產(chǎn)物組分的環(huán)境釋放份額要大于完整釋放類對應(yīng)的結(jié)果?？梢?，在考慮安全殼完整時根據(jù)NUREG-1465源項計算的環(huán)境釋放源項具有一定的包絡(luò)性和保守性。

4 結(jié)論

本文利用一體化嚴重事故分析程序，假定核電廠安全殼保持完整，對嚴重事故后釋放的裂變產(chǎn)物進行計算，給出各放射性裂變產(chǎn)物組分向環(huán)境的釋放份額隨時間的變化，并對安全殼內(nèi)及環(huán)境各釋放類的釋放份額進行了比較分析。結(jié)果表明：

（1）安全殼完整的情況下，各核素組的堆芯釋放總量（不包括一回路）與NUREG-1465釋放份額在數(shù)值上處于同一量級，NUREG-1465對應(yīng)的源項不具有包絡(luò)性，考慮到NUREG-1465提供的釋放份額是對應(yīng)低壓條件下堆芯熔化事故中的典型值而不是保守值，計算結(jié)果是合理的；

（2）核電廠的雙層安全殼設(shè)計在安全殼完整，尤其保證通風及過濾可用的情況下，能夠顯著減少除惰性氣體外其他放射性源項向環(huán)境的釋放，若將NUREG-1465源項作為安全殼內(nèi)釋放源項，考慮雙層安全殼，計算得到最終環(huán)境釋放源項的絕大部分裂變產(chǎn)物組分要大于核電廠的環(huán)境釋放份額，NUREG-1465源項具有一定的包絡(luò)性和保守性。

［1］施仲齊，楊玲.核電廠事故源項與應(yīng)急計劃關(guān)系的研究［J］.中國核科技報告，1991（s2）：1-19.

［2］國家核安全局.HAD102/17核動力廠安全評價與驗證［S］.北京：國家核安全局，2006.

［3］國家核安全局.HAF102核動力廠設(shè)計安全規(guī)定［S］.北京：國家核安全局，2004.

［4］林誠格，史國寶，陳耀東，等.對“實際消除核電廠大量放射性物質(zhì)釋放”的技術(shù)見解［J］.核科學(xué)與工程，2013，33（4）：337-345.

［5］馬如冰，趙博.百萬千瓦級核電廠蒸汽發(fā)生器失去給水事故源項計算分析［J］.核安全，2007（4）：45-50.

［6］黃高峰，佟立麗，鄧堅，等.核電廠大破口失水事故始發(fā)嚴重事故的源項研究［J］.原子能科學(xué)技術(shù)，2009，43（7）：609-615.

［7］張琨.AP1000核電廠大量放射性釋放源項分析［J］.原子能科學(xué)技術(shù)，2012，46（9）：1107-1111.

［8］NRC.NUREG-1465 Accident Source Terms for Light-W ater Nuclear Power Plants［S］.Washingtong DC：NRC，1995.

［9］李京喜，黃高峰，曹學(xué)武.核電廠嚴重事故下安全殼通風導(dǎo)致放射性后果的快速評價［J］.原子能科學(xué)技術(shù)，2010，44（7）：848-851.

［10］蔡偉，葉杰，徐良旺.MSLB事故源項及放射性后果分析［J］.原子能科學(xué)技術(shù)，2014，48（6）：1044-1049.

［11］張龍飛，張大發(fā)，王少明.壓水堆大破口失水事故引發(fā)的嚴重事故研究［J］.原子能科學(xué)技術(shù)，2007，41（5）：560-564.

［12］濮繼龍.壓水堆核電廠安全與事故對策［M］.北京：原子能出版社，1995.

［13］林誠格，趙瑞昌，劉志弢.安全殼在事故情況下的完整性分析［J］.核科學(xué)與工程，2010，30（2）：181-191.

［14］劉濤，玉宇，童節(jié)娟，等.核電廠嚴重事故序列選取準則探討［J］.科技導(dǎo)報，2009，27（19）：24-27.

［15］趙博，毛亞蔚，楊海峰.嚴重事故源項簡化計算研究［C］. 21世紀初輻射防護論壇第三次會議暨21世紀初核安全論壇第一次會議論文集，2008.

Source Term Analysisof Severe Accident Induced by LBLOCA for Nuclear Power Plant

YOUWei，SHIXueyao，WANGXiaoxia，LONG Liang，QIU Lin（ChinaNuclearPower Engineering Co.，Ltd.，Beijing100840，China）

Sequence of LBLOCA of Nuclear Power Plant（NPP） isperformed by application of integral calculation code，and the releasing，transport，removal and distribution about fission products are obtained.Itisassumed thatNPPhas two-layersof containmentand keeps intactduring the severe accident，and finally the releasing of source term into the environment is also studied.Finally the source term provided by NUREG-1465 is compared w ith calculating results.The present results provide reference for theassessmentsource term ofemergency facility and offsite consequenceassessment.

severe accident；LBLOCA；fission products；source term

TL364+.4

：A

：1672-5360（2015）02-0053-05

2015-02-19

2015-04-08

國家能源應(yīng)用技術(shù)研究及工程示范項目子課題，課題編號NY 20111002-1

尤 偉（1981—），男，甘肅平?jīng)鋈?，高級工程師，現(xiàn)主要從事輻射防護相關(guān)工作

*通訊作者：尤 偉，E-mail：youwei@cnpe.cc