基于RG 1.183的先進(jìn)小堆選址源項(xiàng)模型初步研究

胡 雨，方 棟，朱學(xué)農(nóng)

(1.中電投電力工程有限公司，上海 200233； 2.清華大學(xué)核能與新能源技術(shù)研究院，北京 100084)

美國在1962年頒布了TID-14844[1]，將選址假想事故源項(xiàng)界定為全堆熔化，考慮堆芯100%的惰性氣體、50% 的碘和1% 的固體裂變產(chǎn)物釋放到安全殼大氣中，且明確事故時(shí)專設(shè)安全設(shè)施的去除作用不予考慮。但1979 年美國三哩島事故只向環(huán)境釋放了少于20 Ci 對人體構(gòu)成顯著危害的131I和大約43 000 Ci 的85Kr，使人們認(rèn)識(shí)到在考慮安全殼噴淋的情況下，事故向環(huán)境釋放的放射性物質(zhì)遠(yuǎn)小于TID-14844 的假設(shè)。按照該技術(shù)文件確定的選址假想事故源項(xiàng)過于保守，導(dǎo)致確定的廠址距離因子過大，影響了核電廠址選擇的范圍。因此，在TID-14844之后，美國于1974年出版了《評價(jià)壓水堆失水事故潛在輻射后果所采用的計(jì)算假定》RG 1.4[2]，考慮專設(shè)安全系統(tǒng)的去除作用。同時(shí)對三哩島核電廠等嚴(yán)重事故工況下裂變產(chǎn)物釋放時(shí)間、核素種類、化學(xué)形式等進(jìn)行深入分析研究，美國核管會(huì)于1995 年出版了NUREG-1465[3]。為對確定事故源項(xiàng)應(yīng)考慮的釋放時(shí)間、數(shù)量和碘的化學(xué)形式等做出更加接近現(xiàn)實(shí)的假設(shè)，2000 年美國核管會(huì)直接借鑒NUREG-1465發(fā)布了RG 1.183[4]，適用于在1997 年1月10 日之后的申請者申請建造執(zhí)照、設(shè)計(jì)證書或聯(lián)合執(zhí)照。

《核動(dòng)力廠環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定》(GB 6249—2011[5])要求在審批廠址階段以選址假想事故作為事故釋放源項(xiàng)確定非居住區(qū)和規(guī)劃限制區(qū)邊界。該事故僅適用于審批廠址階段，作為確定廠址非居住區(qū)、規(guī)劃限制區(qū)邊界的依據(jù)[6]。GB 6249—2011僅給出了確定選址假想事故源項(xiàng)的基本原則，并沒有給出具體方法，目前我國在建和擬建的核電廠確定選址假想事故源項(xiàng)主要參照RG 1.183。

在以往的選址源項(xiàng)計(jì)算模型中，主要針對大型壓水堆，大型壓水反應(yīng)堆布置在地面。而最新研發(fā)的小型反應(yīng)堆核電站，如mPower、Nuscale等，都選擇了將反應(yīng)堆布置在地面以下的設(shè)計(jì)，這樣相對大堆而言小型壓水堆多一層安全屏障。本文正是針對小型先進(jìn)反應(yīng)堆的布置特點(diǎn)，對傳統(tǒng)的選址源項(xiàng)模型進(jìn)行修改，使之更加符合先進(jìn)小型壓水堆的設(shè)計(jì)特點(diǎn)，嘗試計(jì)算其對選址源項(xiàng)的影響。

1 傳統(tǒng)壓水堆選址源項(xiàng)模型

據(jù)GB 6249的要求，在選址階段，選址源項(xiàng)要考慮全堆芯熔化的情況，但安全殼可假定結(jié)構(gòu)功能完整。放射性釋放物釋放的場景RG 1.183做了假定，RG 1.183將假想事故后放射性釋放入安全殼分為3個(gè)階段: 冷卻劑釋放、間隙釋放、早期壓力容器內(nèi)釋放。各階段釋入安全殼的放射性份額列于表1。

表1 釋放到安全殼內(nèi)的放射性份額Tab.1 Radioactivity released into the containment vessel

1) 釋放量占堆芯總積存量的份額， “—”表示不考慮。

冷卻劑中的放射性總量是基于0.25%的燃料破損假設(shè)計(jì)算而得，因此冷卻劑釋放階段釋放的放射性物質(zhì)與后兩階段相比十分微小，故忽略不計(jì)。間隙釋放和壓力容器內(nèi)釋放階段，均假定為勻速釋放。

基于以上，列出安全殼內(nèi)放射性活度計(jì)算方程：

(1)

此式的解為：

(2)

保守忽略釋放入環(huán)境中的放射性核素的衰變，即：

(3)

此式的解為：

{1-exp[-(L+D+λ)t}/(L+D+λ)

(4)

其中：

·exp[-(L+D+λ)t]

式(1)至(4)中變量含義如下：Ai為安全殼內(nèi)核素i的放射性活度，Bq；Ao為由安全殼泄漏入環(huán)境中的放射性核素活度，Bq；Ab為在某計(jì)算時(shí)段內(nèi)，安全殼內(nèi)起始時(shí)刻的放射性活度，Bq，t=0時(shí)，Ab取0；Q為事故后反應(yīng)堆向安全殼大氣的放射性核素釋放率，Bq/h；D為安全殼內(nèi)的放射性去除系數(shù)，h-1；L為由安全殼向環(huán)境的泄漏率，h-1；t為計(jì)算時(shí)間步長，h；λ為衰變常數(shù)，h-1。

對于放射性核素在輔助廠房中的去除，通常會(huì)除以一個(gè)系數(shù)，來考慮輔助廠房的沉積作用。例如AP1000核電廠在大破口(LOCA)事故放射性通過安全殼與輔助廠房的貫穿件釋放到輔助廠房中時(shí)，將輔助廠房中氣溶膠去污因子取為3。

2 改進(jìn)的先進(jìn)小堆選址源項(xiàng)模型

對放射性釋放的量和時(shí)段的假設(shè)仍然按照RG 1.183的假定，同時(shí)考慮地上—地下布置，考慮輔助廠房的影響。如圖1所示，左邊是大型壓水堆示意圖，右邊是SMR核電廠布置示意圖。

0—地面；1—大型壓水堆主回路壓力邊界；2—大型壓水堆安全殼； 3—SMR壓力容器邊界；4—SMR安全殼邊界；L1—安全殼邊界 泄漏；L2—輔助廠房邊界泄漏；A—SMR安全殼內(nèi)空腔； B—輔助廠房空腔。圖1 傳統(tǒng)大型核電站和先進(jìn)小堆反應(yīng)堆布置示意圖Fig.1 Schematic layout of conventional large nuclear power station and SMR

借助圖1將模型解釋如下：

安全殼內(nèi)放射性活度A0計(jì)算方程：

(5)

解得：

式中，Q為事故后反應(yīng)堆向安全殼大氣的放射性釋放率，Bq/h；A0為安全殼內(nèi)放射性活度，Bq；D0為安全殼內(nèi)的放射性去除系數(shù)，h-1；L1為由安全殼向空腔B的泄漏率，即單位時(shí)間內(nèi)泄漏的體積占總體積的份額，h-1；λ為衰變常數(shù)，h-1。

對于安全殼內(nèi)放射性的計(jì)算和傳統(tǒng)模型一樣，放射性的變化為釋放入安全殼的放射性與放射性減少項(xiàng)的差值，安全殼內(nèi)的放射性來源于堆芯放射性的釋放，安全殼內(nèi)放射性減少主要有三方面：泄漏、去除、衰變。其中去除機(jī)理可以是能動(dòng)的如噴淋，也可以是非能動(dòng)的(自然沉降、冷凝、熱泳等)[7]。

考慮空腔B內(nèi)放射性活度A1的變化：

(6)

解得：

式中，D1為輔助廠房內(nèi)放射性去除系數(shù)，L2為輔助廠房泄漏率?？涨籅內(nèi)的放射性物質(zhì)來源于空腔A的泄漏，放射性物質(zhì)的消失同樣有三個(gè)方面：泄漏、去除和衰變。經(jīng)過空腔B的阻擋和滯留以后，放射性物質(zhì)將泄漏至環(huán)境中?；谝陨霞僭O(shè)，泄漏致環(huán)境的放射性活度A2可表示為：

(7)

解得：

其中：

聯(lián)立式(5)、(6)、(7)，即為改進(jìn)的先進(jìn)小堆選址源項(xiàng)模型。此模型考慮了地上-地下布置的特點(diǎn)。相對于傳統(tǒng)選址源項(xiàng)模型，更貼近先進(jìn)小堆的布置特點(diǎn)。

3 實(shí)例計(jì)算

以國外某先進(jìn)小堆核電廠為例：單堆熱功率為 530 MWt，電功率為 180 MWe，換料周期為4 a，設(shè)計(jì)壽命為60 a。反應(yīng)堆堆芯、蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器組合布置在一個(gè)普通壓力容器中，控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)和主泵也內(nèi)置于壓力容器中，整個(gè)環(huán)路設(shè)備被整合到一個(gè)容器中，整個(gè)核島設(shè)備進(jìn)行了大大簡化。核島廠房采用了地下布置方式——安全殼、乏燃料水池都布置在地下，輔助廠房布置在地上。

計(jì)算過程中按照GB 6249的要求假設(shè)了全堆芯熔化，安全殼完整。GB 6249中5.9條要求，在發(fā)生選址假想事故時(shí)，考慮保守大氣彌散條件，非居住區(qū)邊界上的任何個(gè)人在事故發(fā)生后的任意2 h內(nèi)通過煙云浸沒照射和吸入內(nèi)照射途徑所接受的有效劑量不得大于0.25 Sv；規(guī)劃限制區(qū)邊界上的任何個(gè)人在事故的整個(gè)持續(xù)期間內(nèi)(可取30天)通過上述兩條照射途徑所接受的有效劑量不得大于0.25 Sv。經(jīng)計(jì)算放射性釋放最大的2 h為：1.5～3.5 h。限于篇幅挑取了兩種代表性的核素131I和133Xe，30天內(nèi)各時(shí)段放射性釋放量按兩種方法計(jì)算結(jié)果列于表2。泄漏率保守取值如下：安全殼泄漏率L1取0.3%(vol)/24 h，24 h后減為一半，輔助廠房泄漏率L2取2(vol)/h，事故初始時(shí)刻安全殼內(nèi)放射性活度取0。在按照改進(jìn)先進(jìn)小堆選址源項(xiàng)模型計(jì)算時(shí)，因放射性核素的遷移機(jī)理不明，并沒有考慮在輔助廠房中去除效應(yīng)的影響，即保守地取為D1=0。

4 結(jié)論與建議

所提出的改進(jìn)先進(jìn)小堆選址源項(xiàng)計(jì)算模型描述了地上-地下布置的先進(jìn)小堆放射性物質(zhì)泄漏場景，由表2可以看出，輔助廠房對放射性物質(zhì)的阻礙和滯留起到了一定作用，因沒有考慮去除效應(yīng)的影響，釋放源項(xiàng)的減小不太明顯。在各方輸入數(shù)據(jù)更全面(主要是泄漏率、遷移機(jī)理、沉積系數(shù)等)的情況下，才能得到更為可靠的估計(jì)。

另外，此選址源項(xiàng)模型參考了RG 1.183大破口(LOCA)的事故場景，而對于有些先進(jìn)小堆采用了一體化的設(shè)計(jì)，避免了大破口的可能性，RG 1.183源項(xiàng)的適用性有待商榷。對此有兩種處理方法：(1)將RG 1.183所述的放射性積存保留，釋放場景的階段時(shí)段再另行考慮(混合源項(xiàng))；(2)完全依照具體小堆的設(shè)計(jì)特點(diǎn)，建立仿真模型進(jìn)行分析，重塑事故場景，建立新的源項(xiàng)基準(zhǔn)事故(機(jī)理性源項(xiàng))[8]。此兩種方法是國外研究提出的新方法，有待進(jìn)一步研究，從而確定一個(gè)更加貼近現(xiàn)實(shí)的小堆選址源項(xiàng)模型，為后續(xù)小堆非居住區(qū)及規(guī)劃限制區(qū)范圍的劃分等奠定基礎(chǔ)。

表2 計(jì)算結(jié)果對比Tab.2 Comparison of calculation results