華龍一號SGTR事故源項分析研究

楊舒琦，李 蘭，譚 怡，肖 鋒，朱建平

（中國核動力研究設計院核反應堆系統(tǒng)設計技術重點實驗室，成都 610213）

根據(jù)各國核電廠的運行經(jīng)驗，SGTR 是核電廠發(fā)生頻率較高的事故之一［1］。世界核電史上發(fā)生了多起重大的SGTR 事故，NUREG/CR-5750 報告估算的SGTR 事故的發(fā)生頻率是7.1×10-3（均值）/堆年［2］。根據(jù)事故的發(fā)生頻率及可能造成的后果嚴重程度劃分，SGTR事故屬于稀有事故。

在分析M310 核電廠的SGTR 事故源項時，參考了《法國900MW 壓水堆核電站系統(tǒng)設計和建造規(guī)則》（RCC-P）［3］，其假設條件非常保守。而國標《核動力廠環(huán)境輻射防護規(guī)定》（GB 6249—2011）［4］對稀有事故劑量的限制比國外嚴格很多，若分析假設完全參考RCC-P，則事故放射性后果會超標。在經(jīng)過一系列驗證后，M310 核電廠采用了合理但更加現(xiàn)實的假設。如何既能充分保證源項分析的保守性，又能滿足國標對劑量的限制條件，一直是研究人員和安全審評人員關注的重點問題之一［5,6］。在華龍一號的SGTR事故源項分析中，根據(jù)華龍一號的設計特點，改進原有分析方法，對于解決這一問題，具有重要意義。

分析SGTR事故時，考慮蒸汽發(fā)生器一根傳熱管雙端完全剪切斷裂，并允許該傳熱管兩端無阻礙地噴放［7］。對于該事故而言，大部分放射性活度來自溶于反應堆冷卻劑中的裂變產(chǎn)物，所以放射性后果取決于從受影響蒸汽發(fā)生器向環(huán)境釋放的流體性質(zhì)和流體總量。M310 核電廠發(fā)生SGTR事故時，受影響蒸汽發(fā)生器通常會發(fā)生滿溢，這將導致大量的液態(tài)放射性物質(zhì)釋放到環(huán)境中。同時，蒸汽發(fā)生器（Steam Generator，簡稱SG）的安全閥過水可能會導致閥門卡開，從而造成嚴重的事故疊加［8］。如果能減少或避免受影響SG 滿溢，則事故向環(huán)境排放的放射性物質(zhì)將大幅減少。

華龍一號作為我國自主研發(fā)擁有完全知識產(chǎn)權的最新的三代核電技術，采取了一系列措施防止SGTR 事故后受影響SG 發(fā)生滿溢現(xiàn)象。本文根據(jù)華龍一號SGTR事故的改進措施，重新確立適用的事故源項分析參數(shù)，與M310核電廠比較，分析了汽水釋放模式對源項的影響，計算了事故放射性后果。通過驗證，新的分析方法能夠同時滿足源項分析保守性和后果評價安全性的雙重要求。

1 源項分析研究

1.1 計算參數(shù)確立

1.1.1 一回路放射性源項

SGTR 事故發(fā)生后，將直接導致一回路邊界喪失，一回路冷卻劑中的放射性源項直接釋放到二回路冷卻劑中［9］，并通過二回路蒸汽發(fā)生器釋放到環(huán)境中。因此，一回路放射性源項值的選取對計算結(jié)果影響很大。法國的459 堆年的運行經(jīng)驗表明，一回路冷卻劑穩(wěn)態(tài)下的放射性比活度95%以上都小于2 GBq/t131I 當量。大亞灣和嶺澳一期的運行經(jīng)驗表明，一回路冷卻劑穩(wěn)態(tài)下的放射性比活度99.4%以上都小于2 GBq/t131I 當量，99.93%以上都小于4.44 GBq/t131I 當量。因此，M310 核電廠在SGTR 事故源項分析中，沿用了相關核電站的實踐經(jīng)驗，一回路冷卻劑比活度采用統(tǒng)一到4.44 GBq/t131Ieq活度譜對應的瞬態(tài)最大值。對于華龍一號，根據(jù)Q/CNNC JE2—2015［10］的規(guī)定，事故前一回路比活度統(tǒng)一到37 GBq/t131I 當量對應的瞬態(tài)最大值。在一回路放射性比活度選取方面，華龍一號符合設計基準事故源項分析準則的要求，在保守性方面更優(yōu)于M310核電廠。

1.1.2 汽水釋放量

對于M310 核電廠，根據(jù)事故分析的結(jié)果，事故后受影響SG 滿溢，并持續(xù)較長時間。M310 核電廠SGTR 事故蒸汽發(fā)生器向環(huán)境的蒸汽釋放量如圖1 所示，向環(huán)境的液體釋放量如圖2所示。

華龍一號在發(fā)生SGTR事故時，由于采用了一系列改進措施，避免了SG 滿溢，放射性物質(zhì)全部以蒸汽的形式通過安全閥/釋放閥排出。華龍一號SGTR事故期間受影響蒸汽發(fā)生器向環(huán)境的汽水釋放量如圖3所示。

由圖1～圖3 可以看出，華龍一號受影響蒸汽發(fā)生器液體排放量為0，相比M310 核電廠，蒸汽釋放量有了顯著增加，約為M310 核電廠的4.3 倍，同時蒸汽釋放持續(xù)時間延長為2300 s，為M310 核電廠的1.5 倍。

圖1 SG 向環(huán)境的蒸汽流量Fig.1 The steam from SG to environment

圖2 SG 向環(huán)境的液體流量Fig.2 The liquid from SG to environment

圖3 受影響SG向環(huán)境的汽水釋放量Fig.3 The steam and liquid from affected SG to environment

1.1.3 汽水分配因子

考慮一回路向二回路泄漏液中的放射性物質(zhì)主要為惰性氣體和碘。由于水對惰性氣體的滯留作用很小，假設泄漏到二回路的惰性氣體直接進入蒸汽發(fā)生器氣相；碘進入蒸汽發(fā)生器液相，被蒸汽發(fā)生器二次側(cè)給水稀釋后，通過蒸汽攜帶出去。在未受影響SG 內(nèi)，碘的汽水分配因子取0.01?？紤]假想的液相旁通現(xiàn)象，在受影響SG 內(nèi)保守地取碘的汽水分配因子為0.1。華龍一號與M310 核電廠假設的汽水分配因子一致。

1.2 計算程序及模型

本文采用GVACT 程序［11］進行計算，計算模型如下：

式中，ARLi為核素i 的環(huán)境釋放源項（GBq）；t1為事故發(fā)生初始時刻（s）；t2為事故發(fā)生后，SG汽水釋放結(jié)束時刻（s）；C1i為核素i在受影響蒸汽發(fā)生器二次側(cè)蒸汽中的比活度（GBq）；C2i為核素i 在受影響蒸汽發(fā)生器二次側(cè)水中的比活度（GBq）；C3i為核素i在未受影響蒸汽發(fā)生器二次側(cè)蒸汽中的比活度（GBq）；D1為未受影響蒸汽發(fā)生器二次側(cè)蒸汽通過釋放閥釋放的蒸汽流量（kg?s-1）；D2為受影響蒸汽發(fā)生器二次側(cè)通過釋放閥釋放的液體流量，即滿溢流量，（kg?s-1）；D3為受影響蒸汽發(fā)生器二次側(cè)蒸汽通過汽輪機釋放的蒸汽流量（kg?s-1）；D4為未受影響蒸汽發(fā)生器二次側(cè)蒸汽通過汽輪機釋放的蒸汽流量（kg?s-1）；FPi為核素i汽水分配因子。

1.3 計算結(jié)果及分析

按照式（1）計算了華龍一號和M310 核電廠SGTR事故后向環(huán)境釋放的累積源項。選取典型核素的源項值進行了比較和分析。典型核素選取各同位素中的長半衰期核素85Kr、短半衰期核素138Xe和134I以及重要核素131I。

對于SGTR事故，放射性源項隨時間的變化趨勢與蒸汽發(fā)生器的汽水釋放情況有關，而不受一回路源項參數(shù)的影響。因此，可以通過對比事故源項隨時間的變化趨勢分析受影響SG 滿溢對事故放射性后果的影響。

圖4 和圖5 給出了兩個電廠各自的放射性總惰性氣體和總碘源項隨時間的變化情況。從圖中可以看出，兩個電廠的放射性源項變化趨勢大體一致。對于總惰性氣體，兩個電廠的放射性源項均在約1h 后達到穩(wěn)定，穩(wěn)定時間與蒸汽發(fā)生器蒸汽釋放終止時間有關。雖然華龍一號的蒸汽釋放時間更長，但總碘的放射性源項卻比M310 更早達到穩(wěn)定。碘占源項總量的比例分別為4 %和32 %，二者相差8 倍。這是因為碘主要存在于液體中，M310由于SG 滿溢，大部分碘隨著液體釋放出來，液體釋放量的大小對碘的影響比對惰性氣體更大。

圖4 華龍一號總惰性氣體和總碘釋放量Fig.4 The source term of noble gas and iodine of Hualong 1

圖5 M310總惰性氣體和總碘釋放量Fig.5 The source term of noble gas and iodine of M310

圖6和圖7給出了典型核素放射性源項的釋放情況。由圖中可以看出，各核素隨時間的變化趨勢大致相同，但不同核素之間的比例關系有較大變化。華龍一號SGTR 源項最大的是138Xe；85Kr 和134I 的量接近且非常?。?31I 的值處于中間，約為138Xe 的1/2。M310 核電廠SGTR 事故源項最大的是131I，遠遠大于其余核素值；134I的值明顯大于85Kr，約為其30 倍。顯然，同M310 相比，華龍一號碘的同位素源項值占總源項的比例大幅減小?？紤]華龍一號SG 只向環(huán)境排放蒸汽，液體釋放量為0，說明蒸汽釋放攜帶的碘量遠不及液體釋放。若進一步考慮對事故劑量的影響，由于碘的劑量轉(zhuǎn)換因子遠大于惰性氣體，碘的源項值減小可使劑量值明顯降低。因此，防止蒸汽發(fā)生器滿溢，能夠有效降低事故對公眾造成的輻照劑量。

圖6 華龍一號典型核素釋放量Fig.6 The source term of particular isotopes of Hualong 1

圖7 M310典型核素釋放量Fig.7 The source term of particular isotopes of M310

2 放射性后果分析

為進一步論證上述結(jié)論，進行了事故放射性后果分析，通過計算事故的有效劑量和甲狀腺當量劑量，從而確定事故對環(huán)境及公眾的影響情況，以驗證新的計算模型是否能夠滿足國標的要求。本文以福清核電廠56 號機組為例，采用核電廠址方位角99.5%概率水平的大氣彌散因子，計算了華龍一號SGTR事故后公眾在非居住區(qū)邊界處（500 m） 和規(guī)劃限制區(qū)邊界處（5000 m）受到的最大個人有效劑量和甲狀腺當量劑量，結(jié)果如圖8所示。圖中的線型表示《核動力廠環(huán)境輻射防護規(guī)定》（GB 6249—2011）中規(guī)定的稀有事故的劑量限值。由圖8和圖9可知，華龍一號核電機組SGTR事故的放射性后果滿足GB 6249—2011的劑量限制準則。

圖8 華龍一號SGTR事故最大個人有效劑量Fig.8 The effective dose after SGTR of Hualong 1

圖9 華龍一號SGTR事故最大個人甲狀腺劑量Fig.9 The thyroid dose after SGTR of Hualong 1

3 結(jié)論

本文通過對SGTR 事故進行分析，結(jié)合三代核電的技術特點，研究了適合華龍一號的SGTR事故源項分析方法，并對源項計算結(jié)果進行分析，明確了蒸汽發(fā)生器滿溢對事故源項尤其是碘源項的影響較大，防止SG 滿溢可以降低事故的放射性源項，從而減小事故放射性后果。同時，計算了新方法下的SGTR 事故的放射性后果，最大劑量結(jié)果低于國標的劑量限值0.005 Sv。以上分析表明，新的源項分析方法在符合源項分析保守性要求的基礎上，能夠滿足國標對事故放射性后果的限制準則。