嚴(yán)重事故下開啟雙層安全殼環(huán)形空間通風(fēng)過濾系統(tǒng)對(duì)緩解放射性向環(huán)境釋放影響研究

種毅敏，石雪垚，楊志義，王海洋

(1. 環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京100082；2. 中國核電工程有限公司，北京100840)

嚴(yán)重事故下開啟雙層安全殼環(huán)形空間通風(fēng)過濾系統(tǒng)對(duì)緩解放射性向環(huán)境釋放影響研究

種毅敏1，石雪垚2，楊志義1，王海洋2

(1. 環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心，北京100082；2. 中國核電工程有限公司，北京100840)

核電站發(fā)生嚴(yán)重事故后，安全殼能包容從堆芯釋放出的裂變產(chǎn)物，防止向環(huán)境的大量釋放，但即使在安全殼完好的情況下，仍然會(huì)存在一定量泄漏。目前國際上的三代核電機(jī)型，大多采用雙層安全殼的設(shè)計(jì)，對(duì)裂變產(chǎn)物具有一定的包容、滯留和過濾作用。本文基于我國自主設(shè)計(jì)的第三代核電機(jī)組，結(jié)合雙層安全殼的設(shè)計(jì)特點(diǎn)和特定源項(xiàng)分析，對(duì)嚴(yán)重事故下雙層安全殼之間的環(huán)形空間及其通風(fēng)過濾系統(tǒng)對(duì)緩解裂變產(chǎn)物向環(huán)境釋放的作用進(jìn)行了定量分析，結(jié)果顯示雙層安全殼及環(huán)形空間通風(fēng)過濾系統(tǒng)能夠顯著降低放射性氣溶膠對(duì)環(huán)境的釋放，對(duì)惰性氣體也有一定的延緩排放作用。

雙層安全殼；通風(fēng)過濾；嚴(yán)重事故；放射性釋放

核電站發(fā)生嚴(yán)重事故后，安全殼能夠在多數(shù)情況下包容從堆芯釋放出的裂變產(chǎn)物，避免放射性物質(zhì)向環(huán)境的大量釋放[1-2]。通常情況下，嚴(yán)重事故后安全殼失效的概率比較低，即使在安全殼完好的情況下，仍然會(huì)存在一定量的正常泄漏[3]。目前多個(gè)第三代核電機(jī)組(如EPR等)均采用了雙層安全殼設(shè)計(jì)，外層安全殼除了能防止飛機(jī)撞擊外，還能對(duì)裂變產(chǎn)物具有一定的包容、滯留和過濾作用[4-5]。發(fā)生嚴(yán)重事故后，堆芯內(nèi)的裂變產(chǎn)物釋放到內(nèi)層安全殼內(nèi)，由于內(nèi)層安全殼壓力較高，一部分裂變產(chǎn)物會(huì)通過安全殼的泄漏釋放到內(nèi)、外層安全殼之間的環(huán)形空間。此時(shí)，如果環(huán)形空間的通風(fēng)過濾系統(tǒng)能夠運(yùn)行，能夠?qū)︶尫诺江h(huán)形空間放射性物質(zhì)進(jìn)行收集、過濾，從而減少放射性物質(zhì)向環(huán)境的釋放。在EPR及國內(nèi)自主設(shè)計(jì)的第三代核電機(jī)組二級(jí)PSA源項(xiàng)分析中，均考慮了雙層安全殼對(duì)放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放的緩解作用。

本文采用嚴(yán)重事故一體化分析程序，對(duì)我國自主設(shè)計(jì)的第三代核電機(jī)組嚴(yán)重事故及裂變產(chǎn)物釋放過程進(jìn)行了建模、分析，對(duì)熱段雙端斷裂大破口引起的嚴(yán)重事故下開啟環(huán)形空間通風(fēng)過濾系統(tǒng)對(duì)緩解裂變產(chǎn)物向環(huán)境釋放的作用進(jìn)行了定量計(jì)算，并在分析中結(jié)合了自主設(shè)計(jì)三代機(jī)組的安全殼設(shè)計(jì)特點(diǎn)和特定的源項(xiàng)分析。

1 分析方法與假設(shè)

本文計(jì)算采用的程序?yàn)閲?yán)重事故一體化分析程序MAAP4，該程序能夠模擬嚴(yán)重事故的各個(gè)階段，能夠模擬發(fā)生嚴(yán)重事故后，裂變產(chǎn)物從堆芯釋放、在安全殼內(nèi)的遷移、沉降等過程。

本文所分析的對(duì)象為我國自主設(shè)計(jì)的百萬千瓦級(jí)第三代核電機(jī)組，設(shè)計(jì)有嚴(yán)重事故緩解措施，如堆腔注水系統(tǒng)、非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)、非能動(dòng)消氫系統(tǒng)，在建模時(shí)均對(duì)上述緩解措施進(jìn)行了模擬。

安全殼模型在裂變產(chǎn)物釋放計(jì)算中十分重要，本文分析的對(duì)象內(nèi)層安全殼自由容積為87000m3，環(huán)形空間自由容積33000m3，本文將內(nèi)層安全殼劃分為13個(gè)控制體，如圖1所示，能夠模擬放射性核素在安全殼內(nèi)的遷移、沉降。將雙層安全殼之間的環(huán)形空間劃分為單獨(dú)的控制體，為了模擬雙層安全殼環(huán)形空間通風(fēng)過濾系統(tǒng)對(duì)裂變產(chǎn)物釋放的緩解作用，在模型中模擬了雙層安全殼通風(fēng)系統(tǒng)及過濾器，該系統(tǒng)能夠維持環(huán)形空間一定的負(fù)壓。

圖1 安全殼控制體劃分示意圖Fig.1 Control volume of containment

本文分析選取的事故序列為典型的熱段雙端斷裂大破口事故，由于該事故序列事故進(jìn)程快，裂變產(chǎn)物釋放時(shí)刻早，因此具有一定的保守型。其具體的事故假設(shè)如下：

—0時(shí)刻發(fā)生熱段雙端斷裂大破口，安注系統(tǒng)失效，安全殼噴淋系統(tǒng)失效；

—堆腔注水系統(tǒng)投入，壓力容器沒有熔穿；

—非能動(dòng)安全殼熱量導(dǎo)出系統(tǒng)投入，能夠?qū)踩珰崃繉?dǎo)出到安全殼外，安全殼沒有因?yàn)槌瑝憾В?/p>

—安全殼消氫系統(tǒng)有效，沒有發(fā)生因?yàn)闅錃獗▽?dǎo)致的安全殼失效；

—安全殼環(huán)形空間通風(fēng)過濾系統(tǒng)有效，裂變產(chǎn)物從內(nèi)層安全殼泄漏到環(huán)形空間的裂變產(chǎn)物，與環(huán)形空間內(nèi)的空氣均勻混合，經(jīng)過環(huán)形空間通風(fēng)過濾系統(tǒng)過濾后釋放到環(huán)境中；

—假設(shè)內(nèi)層安全殼在設(shè)計(jì)壓力下的泄漏率為0.3%，同時(shí)，按照EUR關(guān)于雙層安全殼旁通的設(shè)計(jì)要求[4]，在本文中假設(shè)泄漏率的10%直接釋放到環(huán)境中，其余的90%釋放到雙層安全殼之間的環(huán)形空間；

—在計(jì)算通風(fēng)過濾系統(tǒng)對(duì)裂變產(chǎn)物的過濾效果時(shí)，假設(shè)過濾器對(duì)惰性氣體沒有過濾作用，對(duì)氣溶膠的過濾效率為99.9%。

2 分析結(jié)果

2.1 裂變產(chǎn)物向安全殼釋放過程

在分析模型中，把裂變產(chǎn)物分為有代表性的12組，這12組核素中有惰性氣體及主要的放射性氣溶膠。本文選取了12組裂變產(chǎn)物中的惰性氣體(Xe、Kr)和CsI作為典型的裂變產(chǎn)物進(jìn)行比較。僅選取惰性氣體和CsI的原因一方面是由于對(duì)絕大多數(shù)事故序列，這兩個(gè)裂變產(chǎn)物組的釋放份額比其他組的釋放份額大，并且Kr、Xe、I這三類核素的劑量轉(zhuǎn)換因子較大[6-8]，對(duì)于劑量后果有主要貢獻(xiàn)；另一方面，從化學(xué)形態(tài)上看，Kr和Xe是典型的氣體形態(tài)，而CsI是典型的氣溶膠形態(tài)。綜上所述，選擇上述兩組作為最有代表性的裂變產(chǎn)物進(jìn)行分析是合理的。

當(dāng)事故發(fā)生后，一回路快速降壓，安注箱投入，由于沒有持續(xù)的應(yīng)急冷卻水注入，很快堆芯再次裸露，并持續(xù)加熱，進(jìn)而演變成嚴(yán)重事故。

圖2 安全殼壓力Fig.2 Containment Pressure

圖2給出安全殼壓力的變化，圖3給出堆芯、熔融物質(zhì)量隨時(shí)間的變化，圖4和圖5分別給出了CsI和惰性氣體從堆芯到一回路、安全殼的釋放過程。從圖中可以看出，在大約1000s左右，由于燃料包殼開始破裂，燃料棒中的裂變氣體最先有少量的釋放。隨著堆芯進(jìn)一步加熱，在1700s左右，堆芯開始熔化，裂變氣體、CsI開始大量釋放。隨著堆芯進(jìn)一步熔化，在3058s，堆芯熔融物開始落入下封頭，并逐漸在下封頭形成熔融池。在事故后1h，堆芯內(nèi)96%惰性氣體和大約90%的CsI都已經(jīng)釋放到安全殼內(nèi)。

圖3 堆芯及熔融物質(zhì)量Fig.3 Mass of core and molten core material

圖4 CsI從堆芯的釋放過程Fig.4 CsI release from core

圖5 惰性氣體從堆芯的釋放過程Fig.5 noble gases release from core

裂變產(chǎn)物從一回路釋放到安全殼后，在安全殼內(nèi)隨著氣流遷移、沉降，圖6給出了CsI氣溶膠在安全殼內(nèi)的沉降曲線。從圖中可以看出，CsI在事故后3h，絕大部分已經(jīng)沉降在安全殼內(nèi)的結(jié)構(gòu)表面，以氣溶膠形式存在的CsI所占份額大約是總的CsI質(zhì)量的2%。

圖6 CsI氣溶膠在安全殼內(nèi)沉降曲線Fig.6 CsI aerosol in the Containment

2.2 裂變產(chǎn)物向環(huán)形空間和環(huán)境釋放過程

圖7 裂變產(chǎn)物向環(huán)境釋放路徑示意圖Fig.7 Flow path of Fission Product release to the environment

裂變產(chǎn)物釋放到安全殼內(nèi)后，未發(fā)生沉降的裂變產(chǎn)物中一部分隨氣流從內(nèi)層安全殼泄漏到環(huán)形空間，一部分直接泄漏到環(huán)境。

圖7給出了裂變產(chǎn)物從安全殼內(nèi)向環(huán)境的釋放路徑示意，圖8給出了CsI向環(huán)境的釋放過程。從圖8可以看出，在事故初始階段到事故后3h左右，CsI從內(nèi)層安全殼向環(huán)境空間有大量的釋放，并且此時(shí)大部分CsI都以氣溶膠的形式滯留在環(huán)形空間中。隨著CsI在安全殼內(nèi)的沉降，CsI向環(huán)形空間的釋放速率逐漸下降，到事故發(fā)生后12h左右，CsI從內(nèi)層安全殼向外層安全殼的泄漏速率已經(jīng)很小。

圖8 CsI向環(huán)境的釋放過程Fig.8 CsI release to the environment

從圖8還可以看出，由于環(huán)形空間的通風(fēng)過濾系統(tǒng)，將環(huán)形空間中滯留的絕大多數(shù)氣溶膠都過濾掉了(過濾效果與過濾系數(shù)的選取有關(guān))，釋放到環(huán)境的CsI主要由旁通安全殼環(huán)形空間的泄漏構(gòu)成，大約占總CsI從內(nèi)殼泄漏量的10%(與從內(nèi)殼直接泄漏到環(huán)境的份額假設(shè)有關(guān))。

圖9給出了CsI在環(huán)形空間的氣溶膠份額和沉降到環(huán)形空間結(jié)構(gòu)表面的份額，可以看出，滯留在環(huán)形空間的CsI氣溶膠除了被通風(fēng)過濾系統(tǒng)過濾外，有一部分發(fā)生沉降。在事故發(fā)生后12h，沉降在環(huán)形空間的CsI大約占從內(nèi)層安全殼釋放到環(huán)形空間的CsI的10%。

圖9 CsI在環(huán)形空間內(nèi)的沉降Fig.9 CsI deposition in the annual space

圖10給出了惰性氣體向環(huán)境的釋放過程。從圖中可以看出，對(duì)于惰性氣體，環(huán)形空間僅能滯留其中的一部分。

圖10 惰性氣體向環(huán)境釋放過程Fig.10 noble gases release to the environment

3 環(huán)形空間通風(fēng)過濾系統(tǒng)對(duì)緩解裂變產(chǎn)物向環(huán)境釋放的作用分析

表1、表2給出了CsI和惰性氣體從內(nèi)層安全殼釋放到環(huán)境整個(gè)釋放過程不同階段的釋放份額。從表1中可以看出，在考慮了環(huán)形空間的滯留作用及環(huán)形空間通風(fēng)過濾系統(tǒng)對(duì)氣溶膠的去除作用后，能夠顯著減少CsI向環(huán)境的釋放，在72h內(nèi)，減少了90%左右的CsI釋放(主要與從內(nèi)殼直接旁通至環(huán)境的比例假設(shè)有關(guān)，本文中假設(shè)10%直接旁通至環(huán)境)；即使不考慮過濾器的去除作用，在過濾器系統(tǒng)失效、只有通風(fēng)系統(tǒng)工作的情況下，環(huán)形空間的滯留作用也能夠有效延緩放射性的釋放，假設(shè)沒有過濾的情況下，在事故后3h，環(huán)形空間將從內(nèi)層安全殼釋放出的CsI中的76.26%滯留在了環(huán)形空間內(nèi)，事故后12h，將從內(nèi)層安全殼釋放出的43.42%的CsI滯留在環(huán)形空間內(nèi)，并且隨著CsI氣溶膠的沉降作用，一部分滯留在環(huán)形空間內(nèi)的氣溶膠沉降在環(huán)形空間的結(jié)構(gòu)表面發(fā)生了沉降。

表1 環(huán)形空間通風(fēng)系統(tǒng)對(duì)CsI釋放的緩解作用

表2 環(huán)形空間通風(fēng)過濾系統(tǒng)對(duì)惰性氣體釋放的緩解作用

對(duì)于惰性氣體來說，由于無法被過濾器去除，只能靠環(huán)形空間的滯留作用延緩惰性氣體向環(huán)境的釋放。從表2可以看出，在事故后3h，安全殼環(huán)形空間對(duì)惰性氣體釋放的滯留作用達(dá)到了80.76%，在事故后12h，滯留作用達(dá)到了56.30%。

4 結(jié)論

通過本文對(duì)我國自主設(shè)計(jì)的第三代核電機(jī)組嚴(yán)重事故及裂變產(chǎn)物釋放過程的建模、分析，表明在嚴(yán)重事故后，安全殼完好的情況下，雙層安全殼的環(huán)形空間及通風(fēng)過濾系統(tǒng)能夠?qū)膬?nèi)層安全殼泄漏到環(huán)形空間的絕大多數(shù)氣溶膠進(jìn)行收集、過濾，顯著降低放射性氣溶膠對(duì)環(huán)境的釋放，向環(huán)境的釋放主要來自于從內(nèi)殼直接旁通到環(huán)境的部分；對(duì)于過濾器無法去除的惰性氣體，或者由于過濾器失效而失去對(duì)氣溶膠的過濾作用時(shí)，雙層安全殼的環(huán)形空間能夠起到一定的滯留作用，延緩裂變產(chǎn)物向環(huán)境的釋放。通過本文的分析，證明了我國自主設(shè)計(jì)的第三代核電站雙層安全殼對(duì)緩解裂變產(chǎn)物向環(huán)境釋放的有效性，為源項(xiàng)分析奠定了基礎(chǔ)。

[1] NEA. Insight s into the control of the release of iodine，cesium，strontium and other fission product s in the containment by severe accident management，NEA/ CSNI/ R(2000)9 [R]. Le Seine，F(xiàn)rance：OECD Nuclear Energy Agency，2000.

[2] 黃高峰，佟立麗，鄧堅(jiān)，曹學(xué)武. 核電廠大破口失水事故始發(fā)嚴(yán)重事故的源項(xiàng)研究[J].原子能科學(xué)技術(shù)，2009，07：609

[3] 濮繼龍. 壓水堆核電廠安全與事故對(duì)策[M]. 北京：原子能出版社，1995.

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Annulus Ventilation and Filtration System Mitigate Analysis of FPs Release

CHONG Yi-min1，SHI Xue-yao2，YANG Zhi-yi1，WANG Hai-yang2

(1. Nuclear and Radiation Safety Center，MEP，Beijing 100082，China；2. China Nuclear Power Engineering Company，Beijing 100840，China)

When the severe accident occurs in nuclear power plants(NPPs)，the containment can keep most of the fission products(FPs)in it，even though the containment is intact，there are still some FP releases to the environment. Most of the Gen-III NPPs use double-containment design，and the annulus space between the inner containment and outer containment may contain，retain and reduce the FP releases by the filtration of annulus ventilation system. In this paper，according to the design of Gen-III NPP by CNNC，the quantity of severe accident FP releases to the environment through the double-containment is analyzed，and the mitigation of annulus ventilation and filtration system in severe accident is evaluated.

Double-containment；Ventilation and filtration system；Severe accident；Fission product releases

2016-02-11

種毅敏(1970—)，女，河北人，高級(jí)工程師，現(xiàn)主要從事核電廠安全分析評(píng)審與研究工作

楊志義：yangzhiyi@chinansc.cn

TL364.4

A

0258-0918(2016)04-0504-06