WWER機(jī)型一回路冷卻劑裂變產(chǎn)物設(shè)計源項與現(xiàn)實源項的探究

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（中國核電工程有限公司反應(yīng)堆工藝研究所，北京 100840）

WWER機(jī)型一回路冷卻劑裂變產(chǎn)物設(shè)計源項與現(xiàn)實源項的探究

張曄，楊德鋒，王曉霞，米愛軍

（中國核電工程有限公司反應(yīng)堆工藝研究所，北京 100840）

一回路冷卻劑源項是核電廠核與輻射安全的重要基礎(chǔ)數(shù)據(jù)。本文采用RELWWER程序，并結(jié)合核電廠的實測數(shù)據(jù)，對WWER 1000型機(jī)組一回路冷卻劑裂變產(chǎn)物源項進(jìn)行了分析及計算考慮一定的設(shè)計裕度，得到了一套設(shè)計源項和現(xiàn)實源項，可為該機(jī)型輻射防護(hù)和放射性廢物管理的設(shè)計提供參考。

RELWWER；設(shè)計源項；現(xiàn)實源項；一回路冷卻劑裂變產(chǎn)物；WWER1000機(jī)型

在核電廠中，一回路源項主要用于核電廠輻射防護(hù)設(shè)計 （輻射屏蔽設(shè)計、控制區(qū)設(shè)計等）、運行輻射防護(hù)管理、核電廠運行控制、放射性廢物處理系統(tǒng)設(shè)計、流出物排放管理、運行放射性廢物管理、正常運行對公眾的輻射影響控制與評估、事故控制、事故應(yīng)急和事故后果評價等。從源項應(yīng)用的目的出發(fā)，將一回路源項分為設(shè)計源項和現(xiàn)實源項［1］，前者主要用于核電廠輻射防護(hù)設(shè)計與放射性廢物處理系統(tǒng)設(shè)計，后者主要用于放射性流出物排放控制、環(huán)境影響評價等［2，3］。

一回路冷卻劑中的裂變產(chǎn)物源項是一回路源項的重要組成部分［4，5］。本文根據(jù)WWER1000機(jī)型核電廠的設(shè)計參數(shù)以及已運行WWER1000核電廠的運行經(jīng)驗反饋數(shù)據(jù)，分析WWER1000機(jī)型核電廠中一回路冷卻劑中的裂變產(chǎn)物的設(shè)計源項和現(xiàn)實源項。

l 分析方法

WWER1000型反應(yīng)堆一回路冷卻劑中的裂變產(chǎn)物比活度通常采用專用計算程序——裂變產(chǎn)物比活度計算程序 （RELWWER）進(jìn)行計算分析［6，7］。該程序是由俄羅斯庫爾恰托夫科學(xué)研究院編制、驗證的，主要用于計算反應(yīng)堆燃料棒間隙中的裂變產(chǎn)物活度、裂變產(chǎn)物在不同凈化回路模型下一回路冷卻劑中的活度等，裂變產(chǎn)物比活度計算程序考慮的主要裂變反應(yīng)是235U、238U、239Pu、241Pu和242Am的裂變，上述核素的裂變反應(yīng)產(chǎn)生的裂變產(chǎn)物核素種類很多，本文主要針對在反應(yīng)堆主冷卻劑和凈化系統(tǒng)設(shè)計中占主要份額的Kr、Xe、I、Cs等核素進(jìn)行分析。

在WWER1000型機(jī)組核電廠的設(shè)計中，用于輻射防護(hù)設(shè)計的一回路冷卻劑裂變產(chǎn)物設(shè)計源項考慮了俄羅斯標(biāo)準(zhǔn)［8］中規(guī)定的WWER1000型機(jī)組正常運行的狀態(tài)：“不超過0．2%的燃料棒包殼漏氣及不超過0．02%的燃料棒包殼破損燃料芯塊與冷卻劑直接接觸”根據(jù)此比例計算出設(shè)計源項對應(yīng)的工況為堆芯101根燃料棒微產(chǎn)生裂紋，10根燃料棒出現(xiàn)明顯破損 （燃料芯棒微產(chǎn)生裂紋，10根燃料棒出現(xiàn)明顯破損 （燃料芯塊與主冷卻劑直接接觸）［9，10］；現(xiàn)實源項參考 WWER1000型核電廠正常運行期間實測的數(shù)據(jù)，使用與設(shè)計源項相同的能譜，折算得出。

l.l一回路冷卻劑裂變產(chǎn)物產(chǎn)生機(jī)理

WWER1000型反應(yīng)堆在功率運行時，一回路冷卻劑中的裂變產(chǎn)物來源如下：

（1）存在包殼微裂紋和明顯包殼破損的燃料棒；

（2）燃料棒包殼外表面的沾污鈾；

（3）燃料棒包殼等結(jié)構(gòu)材料的雜質(zhì)鈾。

在反應(yīng)堆運行初期 （燃料棒無制造缺陷，包殼完整），一回路中的裂變產(chǎn)物主要是燃料棒外表面的235U污染產(chǎn)生的裂變碎片在動能作用下釋放到冷卻劑中引起的，其中235U污染包括制造過程中在包殼表面沾污的鈾以及鋯包殼中的天然鈾雜質(zhì)。

在反應(yīng)堆正常運行時，燃料包殼會因多種腐蝕和疲勞過程的影響而喪失密封性。在此過程中，首先會出現(xiàn)微裂紋，繼而在包殼上產(chǎn)生大的破口，裂變產(chǎn)物由燃料棒向主冷卻劑的釋放量不斷增長。反應(yīng)堆運行時，如果堆芯內(nèi)存在燃料棒泄漏，通?？梢钥吹皆诜磻?yīng)堆功率快速變化后主冷卻劑中裂變產(chǎn)物放射性活度的暴增 （尖峰效應(yīng)），該現(xiàn)象是由積聚在喪失密封性的燃料棒氣隙內(nèi)的氣體和揮發(fā)性裂變產(chǎn)物的額外釋放造成的。

從已投運核電廠獲得的經(jīng)驗數(shù)據(jù)表明，在燃料棒包殼密封性完好的情況下，主冷卻劑中的裂變產(chǎn)物活度保持在較低的水平；一旦燃料棒包殼發(fā)生泄漏，主冷卻劑裂變產(chǎn)物活度會大幅度升高，而瞬態(tài)工況下的尖峰效應(yīng)可使主冷卻劑中裂變產(chǎn)物活度額外升高約一個數(shù)量級。

l.2假設(shè)條件分析

裂變產(chǎn)物比活度計算程序的輸入?yún)?shù)包括堆芯總體參數(shù)、燃料棒幾何參數(shù)、包殼失去完整性的燃料棒詳細(xì)參數(shù)以及各個燃料組件的燃耗與燃料棒軸孔以及間隙溫度等。

WWER1000型機(jī)組正常運行的燃料棒缺陷狀態(tài)上限是0．2%燃料棒包殼產(chǎn)生微裂紋，以及0．02%燃料棒包殼出現(xiàn)明顯破損，則全堆芯共計有101根燃料棒微裂紋和10根燃料棒包殼破損。將堆芯中的燃料組件按經(jīng)歷的燃料循環(huán)數(shù)進(jìn)行分組，在平衡循環(huán)末期，采用四區(qū)換料方案的堆芯中，四組的燃料棒數(shù)比例為3∶3∶3∶1，假設(shè)包殼喪失完整性的燃料棒在堆芯中是均勻分布的，則第一組 （已經(jīng)歷1個燃料循環(huán)）有31根燃料棒微裂紋與3根燃料棒包殼破損；第二組 （已經(jīng)歷2個燃料循環(huán)）有30根燃料棒微裂紋與3根燃料棒包殼破損；第三組 （已經(jīng)歷3個燃料循環(huán)）有30根燃料棒微裂紋與3根燃料棒包殼破損；第四組 （已經(jīng)歷4個燃料循環(huán)）有10根燃料棒微裂紋與1根燃料棒包殼破損。另外，出于保守性考慮，在各組燃料棒中，都選取卸料燃耗最高的燃料棒作為失密燃料棒，再以選定燃料棒的精細(xì)線功率密度以及燃耗參數(shù)作為本程序的輸入條件。

包殼喪失完整性的燃料棒燃耗、功率等參數(shù)見表1［11，12，13］。

表l 包殼喪失完整性的燃料棒參數(shù)Table l Rod parameters of untight clad

2 一回路裂變產(chǎn)物設(shè)計源項分析

根據(jù)上節(jié)中描述的假設(shè)條件分析，使用計算程序計算正常運行工況和停堆工況下WWER1000型核電廠一回路裂變產(chǎn)物源項。并根據(jù)計算結(jié)果分析 Kr、Xe、I、Cs等主要放射性核素的比活度。

2.l功率運行裂變產(chǎn)物源項計算值

正常運行工況下，WWER1000機(jī)組一回路主要裂變產(chǎn)物活度見表2。

表2 功率運行主要裂變產(chǎn)物活度Table 2 Mainfission production activity during normal power operation

根據(jù)計算結(jié)果，總碘 （131I～135I）的比活度為2．07×107Bq·kg-1（20．7 GBq·t-1），占主要裂變產(chǎn)物總比活度的19．8%。放射性氣體的比活度為8．34×107Bq·kg-1（83．4GBq·t-1），占主要裂變產(chǎn)物總比活度的79．9%。

圖l 設(shè)計源項正常功率運行下主要裂變產(chǎn)物Fig.l Design source terms ratio of main fission production activity during normal power operation

正常運行工況下計算得到的裂變產(chǎn)物活度主要用于輻射安全評價，同時也為放射性管理廢物提供參考［14，15］。

2.2 降功率運行主要裂變產(chǎn)物活度

反應(yīng)堆運行時，如果堆芯內(nèi)存在燃料棒泄漏，通?？梢钥吹皆诜磻?yīng)堆功率快速變化時 （例如停堆過程中）主冷卻劑中裂變產(chǎn)物放射性活度的暴增 （尖峰效應(yīng)），該現(xiàn)象是由積聚在喪失密封性的燃料棒氣隙內(nèi)的氣體和揮發(fā)性裂變產(chǎn)物的額外釋放造成的。

圖2 設(shè)計源項降功率運行下主要裂變產(chǎn)物Fig.2 Design source terms ratio of main fission production activity during power reduction

計算程序可模擬這一過程，計算結(jié)果見表3，分析結(jié)果顯示總碘的比活度為3．44×108Bq· kg-1，占主要裂變產(chǎn)物總比活度的57．4%。放射性氣體的比活度為2．55×108Bq·kg-1，占主要裂變產(chǎn)物總比活度的42．5%。降功率運行時，主要裂變產(chǎn)物比活度普遍高出正常運行時一個量級，并且總碘比活度的比重增加至正常運行時的3倍左右。

表3 降功率主要裂變產(chǎn)物的活度Table 3 Mainfission production activity during normal power operation

降功率運行工況下計算得到的裂變產(chǎn)物活度主要為用于計算停堆期間主冷卻劑中放射性核素通過設(shè)備的泄漏和乏燃料水池的蒸發(fā)向環(huán)境的排放量。

3 一回路裂變產(chǎn)物現(xiàn)實源項分析

一回路裂變產(chǎn)物現(xiàn)實源項是以裂變產(chǎn)物比活度計算程序的計算結(jié)果為基礎(chǔ)，根據(jù)運行核電廠一回路放射性核素活度的實測數(shù)據(jù)修正得到的，參考實測數(shù)據(jù)時因保障數(shù)據(jù)樣本的可靠性，需要對數(shù)據(jù)進(jìn)行篩選，并且需要對樣本數(shù)量的不足而加入一些保守性的考慮。

3.l WWERl000型機(jī)組實測數(shù)據(jù)

WWER1000型機(jī)組在功率運行時對一回路冷卻劑中的裂變產(chǎn)物源項進(jìn)行測量，對大量監(jiān)測數(shù)據(jù)進(jìn)行統(tǒng)計，結(jié)果如圖3、圖4。

根據(jù)圖3和圖4所示的核電廠實測的統(tǒng)計數(shù)據(jù)，總碘比活度 （131I～135I）的平均值約為1．3 ×105Bq·kg-1水平，單次測量的最大值為2．7× 106Bq·kg-1。

3.2 裂變產(chǎn)物現(xiàn)實源項

現(xiàn)實源項應(yīng)當(dāng)考慮包絡(luò)核電廠正常運行期間的運行數(shù)據(jù)，并且能夠較好地反應(yīng)核電廠的實際運行情況，以匹配后期放射性廢物管理的預(yù)設(shè)。

圖3 WWERl000型l號機(jī)組實測數(shù)據(jù)Fig.3 Measurement of WWERl000 type reactor unit l

圖4 WWERl000型2號機(jī)組實測數(shù)據(jù)Fig.4 Measurement of WWERl000 type reactor unit 2

根據(jù)上節(jié)的實測數(shù)據(jù)與分析結(jié)果，放射性碘（131I～135I）比活度平均值低于1．0×106Bq·kg-1（1 GBq·t-1），并且絕大多數(shù)單次測量值都低于1．0×106Bq·kg-1。WWER1000機(jī)型數(shù)據(jù)樣本較少，考慮到應(yīng)對未來所測樣本數(shù)據(jù)偏大的可能，保守采用1．0×106Bq·kg-1（1 GBq·t-1）的總碘比活度作為功率運行工況下一回路裂變產(chǎn)物的現(xiàn)實源項。因此，根據(jù)程序計算所得的結(jié)果，并且控制總碘比活度為1．0×106Bq·kg-1（1 GBq· t-1），采用與設(shè)計源項相同的能譜，將計算結(jié)果優(yōu)化處理，由此得到的源項即為一回路裂變產(chǎn)物現(xiàn)實源項，見表4。

現(xiàn)實源項考慮了包絡(luò)核電廠正常運行期間大部分運行數(shù)據(jù)，并且能夠較好地反應(yīng)核電廠的實際運行情況，為輻射安全評價以后放射性廢物管理做參考。

表4 功率運行主要裂變產(chǎn)物現(xiàn)實源項Table 4 Main fission production realistic source terms for normal power operation

4 結(jié)論

本文對WWER1000機(jī)型核電廠一回路冷卻劑裂變產(chǎn)物的設(shè)計源項與現(xiàn)實源項進(jìn)行分析，主要使用裂變產(chǎn)物比活度計算程序，根據(jù)核電廠的設(shè)計參數(shù)以及運行核電廠的實際測量數(shù)據(jù)，將程序計算得出的結(jié)果進(jìn)行分析，得出一回路裂變產(chǎn)物設(shè)計源項以及現(xiàn)實源項。

本文給出的一回路冷卻劑裂變產(chǎn)物的設(shè)計源項與現(xiàn)實源項結(jié)果，可以作為WWER1000機(jī)型核電廠輻射防護(hù)設(shè)計與放射性廢物處理系統(tǒng)設(shè)計的參考。

［1］劉新華．壓水堆核電廠正常運行裂變產(chǎn)物源項框架研究［J］．輻射防護(hù)，2015，35（3）：129-135．

［2］環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心蘇州熱工研究院有限公司，GB 6249-2011核動力廠環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定 ［S］．北京：中國環(huán)境科學(xué)出版社，2011．

［3］上海和工程研究設(shè)計院．GB/T13976-2008壓水堆核電廠運行狀態(tài)下的放射性源項 ［S］．北京：中國標(biāo)準(zhǔn)出版社，2008．

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［5］法國電力集團(tuán)．法國FA3源項處理實踐 ［R］．2009．

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［11］ATOMPROEKT．Tianwan NPS Units 3&4 Preliminary Safety Analysis Report［R］．2011．

［12］ATOMPROEKT．Tianwan NPS Units 3&4 Final Safety Analysis Report［R］．2016．

［13］KURCHATOV INSTITUE．Tianwan NPS Units 3&4Topical Report［R］．2016．

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［15］US NRC．ANSI／ANS-18．1-1999 Radioactive source tems for normal operation of light wanter reactor［S］．1999．

Analysis of Design＆Realistic Source Terms of Primary Coolant for the WWER-type NPP

ZHANG Ye，YANG Defeng，WANG Xiaoxia，MI Aijun（China Nuclear Power Engineering Co．，Ltd．，Beijing 100084，China）

The source terms of the primary coolant of NPP is one of the basics data for radioaction safety and radioactive waste management．This article analyses the source terms of the primary coolant for WWER1000 type units．The source terms is calculated by RELWWER program，considering measurement data and conservation．The calculation result may help for the designing of design and realistic source terms of primary coolant of WWER1000 type NPP．

RELWWER；design source terms；realistic source terms；fission production of primary coolant；WWER1000 type

TL94

：A

：1672-5360（2016）04-0065-04

2016-09-04

2016-10-08

核安全監(jiān)管-自主化百萬千瓦核電機(jī)組事故工況下輻射分區(qū)研究，項目編號HAQJG-KS07

張 曄 （1989—），男，山西介休人，助理工程師，現(xiàn)從事輻射安全相關(guān)工作

?通訊作者：張 曄，E-mail：ye-zhang＠hotmail．com