百萬千瓦級壓水堆嚴(yán)重事故下裂變產(chǎn)物釋放分析

袁顯寶，魏靖宇，張永紅,*，張彬航，周建軍，毛璋亮，杜曉超，石　強(qiáng)，郭　盼

百萬千瓦級壓水堆嚴(yán)重事故下裂變產(chǎn)物釋放分析

袁顯寶1,2，魏靖宇1,2，張永紅1,2,*，張彬航1,2，周建軍1,2，毛璋亮1,2，杜曉超1,2，石強(qiáng)1,2，郭盼1,2

（1. 三峽大學(xué) 機(jī)械與動力學(xué)院，湖北 宜昌 443002；2. 三峽大學(xué)湖北省水電機(jī)械設(shè)備設(shè)計(jì)與維護(hù)重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室，湖北 宜昌 443002）

嚴(yán)重事故工況下，可能會導(dǎo)致安全殼失效，使大量裂變產(chǎn)物釋入環(huán)境。本文以百萬千瓦級核電廠為對象，利用一體化程序研究不同破口事故疊加全廠斷電事故下裂變產(chǎn)物CsI在一回路和安全殼內(nèi)的質(zhì)量以及裂變產(chǎn)物向環(huán)境釋放的源項(xiàng)，并分析安全殼噴淋措施對控制裂變產(chǎn)物向外釋放的影響。分析結(jié)果表明，小破口事故、中破口事故和大破口事故下釋放到環(huán)境的裂變產(chǎn)物質(zhì)量差別較小，主要為向環(huán)境釋放時(shí)間上的差異。開啟安全殼噴淋時(shí)能夠有效控制裂變產(chǎn)物向環(huán)境的釋放，其中小破口事故下產(chǎn)生的氣溶膠質(zhì)量高于其他兩種事故，且氣溶膠主要以擴(kuò)散電泳的方式沉積在安全殼內(nèi)。開啟堆腔注水措施能夠保證壓力容器的完整性，降低了進(jìn)入安全殼的裂變產(chǎn)物的質(zhì)量，能夠有效控制非揮發(fā)性裂變產(chǎn)物向環(huán)境的釋放。本文計(jì)算結(jié)果可以為事故條件下應(yīng)急措施的制定和廠外源項(xiàng)后果評價(jià)提供參考。

破口事故；一體化程序；裂變產(chǎn)物；安全殼噴淋；堆腔注水

核電廠嚴(yán)重事故下裂變產(chǎn)物的釋放對于核安全是一個(gè)至關(guān)重要的問題，事故發(fā)生后裂變產(chǎn)物大量外泄對核電廠周圍的人員和環(huán)境危害巨大。因此，嚴(yán)重事故下裂變產(chǎn)物的行為研究可以對事故發(fā)生后應(yīng)急措施的制定提供環(huán)境源項(xiàng)。黃高峰等人[1]用一體化安全分析程序研究了大破口失水事故下裂變產(chǎn)物的釋放、遷移和分布狀況，得到了釋入環(huán)境的源項(xiàng)；王軍龍等人[2]建立了ACP100核電廠的MAAP模型，采用所建立的模型對ACP100進(jìn)行嚴(yán)重事故模擬，得出了事故進(jìn)程及裂變產(chǎn)物向環(huán)境釋放的趨勢；陳海英等人[3]采用MELCOR程序，研究了DVI管小破口始發(fā)嚴(yán)重事故下一回路和安全殼中CsI、惰性氣體的遷移行為以及向環(huán)境的釋放量；L.Ammirabile等人[4]使用ASTEC分析了中破口事故疊加全廠斷電事故下裂變產(chǎn)物的行為，分析了不同冷腿位置對于裂變產(chǎn)物的影響；Huang G F等人[5]對事故下裂變產(chǎn)物緩解措施進(jìn)行研究，分析了一回路減壓措施對裂變產(chǎn)物的影響。上述研究針對不同電廠、不同事故對裂變產(chǎn)物的釋放和遷移進(jìn)行了研究，對于百萬千瓦級核電廠不同破口事故疊加全廠斷電下裂變產(chǎn)物的釋放和安全殼噴淋對裂變產(chǎn)物影響的研究叫少。因此，本文基于一體化嚴(yán)重事故分析軟件研究百萬千瓦級核電廠在不同破口事故疊加全廠斷電事故下裂變產(chǎn)物的釋放，考慮安全殼噴淋和堆腔注水措施對于裂變產(chǎn)物向外釋放的影響。

1　計(jì)算方法

1.1　計(jì)算模型

針對典型百萬千瓦級核電廠進(jìn)行建模，一回路系統(tǒng)節(jié)點(diǎn)劃分如圖1所示，整個(gè)一回路分為破口環(huán)路和完整環(huán)路，事故發(fā)生的環(huán)路稱為破口環(huán)路，穩(wěn)壓器在破口環(huán)路中，破口環(huán)路包括熱段、蒸汽發(fā)生器、過渡段和冷段。完整環(huán)路除了穩(wěn)壓器其他與破口環(huán)路相同。

堆芯節(jié)點(diǎn)的劃分如圖2所示，堆芯節(jié)點(diǎn)軸向劃分為13個(gè)節(jié)點(diǎn)，徑向上劃分為7個(gè)環(huán)。堆芯分為上部非活性區(qū)、堆芯活性區(qū)、下部非活性區(qū)，其中上部非活性區(qū)為上部氣腔室和堆芯上部隔板，下部非活性區(qū)為下部氣腔、堆芯下部隔板和堆芯支撐板。

圖1　一回路系統(tǒng)節(jié)點(diǎn)圖

圖2　堆芯節(jié)點(diǎn)圖

1.2　裂變產(chǎn)物分組

如表1所示，將裂變產(chǎn)物分為了12組[6-7]，其中第1組為惰性氣體Xe和Kr，第2、3、6、11組為揮發(fā)性裂變產(chǎn)物，第4、5、7、8、9、10、12組為不可揮發(fā)性裂變產(chǎn)物。

1.3　事故假設(shè)

對于破口事故疊加全廠斷電事故做出以下假設(shè)和簡化[8]：

（1） 0 s時(shí)破口事故和斷電事故發(fā)生；

（2）破口直徑為：4 cm（小破口），8 cm（中破口），20 cm（大破口）；

（3）破口位置為熱腿；

（4）堆芯溫度超過650 ℃時(shí)，開啟全部穩(wěn)壓器安全閥；

事故運(yùn)行時(shí)間為300 000 s，最大計(jì)算時(shí)間步長為0.5 s。

2　事故結(jié)果分析

2.1　事故進(jìn)程

為了描述事故進(jìn)程，將破口直徑為4 cm的小破口事件命名為SB-LOCA，破口直徑為8 cm的中破口事件命名為MB-LOCA，破口直徑為20 cm的大破口事件命名為LB-LOCA。計(jì)算得到的事故進(jìn)程如表2所示。事故開始后，反應(yīng)堆主冷卻劑泵跳閘開始惰轉(zhuǎn)，主冷卻劑泵在低速運(yùn)轉(zhuǎn)的信號觸發(fā)停堆信號。由于失去電源，高壓安注、低壓安注、安全殼噴淋等能動設(shè)施無法工作。破口發(fā)生后，大量冷卻劑從破口流出，堆內(nèi)條件不斷惡化，SB-LOCA事故、MB-LOCA事故和LB-LOCA事故分別在4 534.18 s、1 343.59 s和1 496.62 s發(fā)生堆芯融化，事故進(jìn)行到21 694.04 s、10 697.77 s和6 714.36 s時(shí)，下封頭被熔融物熔穿失效。熔融物掉入堆腔后會繼續(xù)產(chǎn)生氣體，使得安全殼壓力升高，SB-LOCA事故、MB-LOCA事故和LB-LOCA事故在228 414.31 s、220 137.60 s和221 030.04 s時(shí)，安全殼發(fā)生超壓失效。

表1　裂變產(chǎn)物分組

2.2　裂變產(chǎn)物分布

根據(jù)福島事故后的源項(xiàng)評價(jià)結(jié)果[9]，當(dāng)發(fā)生嚴(yán)重事故后，對于I131、Cs134、Cs137的監(jiān)測數(shù)據(jù)最多，而且也是輻射評價(jià)中最主要的核素。根據(jù)事故后的研究結(jié)果I131的大氣源項(xiàng)為60～390 PBq，Cs134的大氣源項(xiàng)為15～20 PBq，Cs137的大氣源項(xiàng)為5～50 PBq，所以本文重點(diǎn)關(guān)注裂變產(chǎn)物CsI的變化。

2.2.1一回路系統(tǒng)內(nèi)的CsI質(zhì)量

裂變產(chǎn)物CsI在一回路的質(zhì)量如圖3所示，SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故發(fā)生后的前期由于燃料包殼還沒有熔化，所以CsI在開始的一段時(shí)間沒有變化。當(dāng)堆芯開始融化，大量的裂變產(chǎn)物從包殼和燃料芯塊的間隙釋放出來，一回路的裂變產(chǎn)物從破口迅速流出。在壓力容器失效前是一回路CsI變化最劇烈的時(shí)段，SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故分別有81.0%、86.5%和86.13%的CsI在這期間釋出主系統(tǒng)，在之后的時(shí)間內(nèi)一回路CsI的質(zhì)量緩慢減少。計(jì)算結(jié)束時(shí)，SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故下一回路系統(tǒng)的CsI質(zhì)量分別為1.94 kg0.86 kg和0.55 kg。

表2　事故序列

圖3　一回路系統(tǒng)CsI的質(zhì)量

2.2.2安全殼內(nèi)CsI的質(zhì)量

裂變產(chǎn)物CsI在安全殼中懸浮的質(zhì)量如圖4所示，當(dāng)堆芯開始融化時(shí)，大量的氣溶膠從一回路釋放至安全殼內(nèi)，安全殼內(nèi)懸浮的氣溶膠質(zhì)量開始上升并達(dá)到峰值，SB-LOCA、MB- LOCA和LB-LOCA事故下安全殼內(nèi)懸浮氣溶膠的峰值分別為12.58 kg、17.09 kg和14.22 kg。由于換料水箱的開啟使SB-LOCA事故下堆芯液位再次上升并保持一段時(shí)間，但隨著堆芯的水被蒸發(fā)，堆芯液位會在9 531 s時(shí)開始下降，堆芯裂變產(chǎn)物繼續(xù)釋放，使得安全殼內(nèi)CsI的釋放量再次上升，達(dá)到5.90 kg，之后氣溶膠通過自然沉降沉積在安全殼構(gòu)件表面。

圖4　安全殼內(nèi)懸浮的CsI質(zhì)量

沉積在安全殼內(nèi)構(gòu)件表面的CsI質(zhì)量如圖5所示，在裂變產(chǎn)物開始釋放后，安全殼內(nèi)沉積的CsI質(zhì)量迅速增加，由于安注的有效投入SB-LOCA事故相較于LB-LOCA和MB-LOCA事故增加較慢。在計(jì)算結(jié)束時(shí)，SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故安全殼內(nèi)沉積的CsI質(zhì)量分別為27.89 kg、28.60 kg和29.43 kg，三個(gè)事故之間相差約為1 kg。

圖5　安全殼內(nèi)沉積的CsI質(zhì)量

2.2.3釋入環(huán)境的惰性氣體質(zhì)量

釋入環(huán)境的惰性氣體質(zhì)量如圖6所示，SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故在安全殼失效前都僅有0.12%惰性氣體通過滲透釋放到環(huán)境。當(dāng)安全殼發(fā)生應(yīng)力失效后，由于惰性氣體不會出現(xiàn)沉降現(xiàn)象，所以導(dǎo)致三個(gè)事故大約有99.8%、99.8%和99.27%的惰性氣體在這一期間向環(huán)境釋放。到計(jì)算結(jié)束，釋入環(huán)境的惰性氣體質(zhì)量分別為363.30 kg，363.23 kg和362.88 kg。

圖6　釋放到環(huán)境的惰性氣體質(zhì)量

釋入環(huán)境的CsI的質(zhì)量如圖7所示，與惰性氣體向環(huán)境釋放相似，在壓力容器失效前僅有少量的CsI釋放到環(huán)境中，在壓力容器失效后CsI快速向環(huán)境釋放，到計(jì)算結(jié)束時(shí)，SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故下CsI釋放到環(huán)境的質(zhì)量分別為0.20 kg，0.58 kg和0.05 kg，根據(jù)圖3和圖5所示，SB-LOCA事故下CsI沉積在一回路和安全殼中的量較多，所以釋入環(huán)境的量相對較少。

圖7　釋放到環(huán)境的CsI質(zhì)量

其他裂變產(chǎn)物向環(huán)境釋放的質(zhì)量如表3所示，由表可知在三個(gè)事故下，揮發(fā)性裂變產(chǎn)物向環(huán)境釋放的質(zhì)量最小為10-4量級，非揮發(fā)性裂變產(chǎn)物向環(huán)境釋放的質(zhì)量為10-3～10-5量級。

表3　釋入環(huán)境的裂變產(chǎn)物質(zhì)量

2.3　安全殼噴淋對裂變產(chǎn)物釋放的影響

為了描述三種破口事故疊加全廠斷電事故下安全殼噴淋措施對裂變產(chǎn)物釋放的影響，當(dāng)安全殼壓力達(dá)到限值時(shí)，開啟安全殼噴淋。事故序列如表4所示，由于破口尺寸的不同使得進(jìn)入安全殼氣體的速率不同，導(dǎo)致安全殼壓力變化不同，使安全殼噴淋開啟時(shí)間不同，SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故分別在5 315.30 s、1 117.97 s和98.90 s時(shí)開啟。

表4　事故序列

三種事故下懸浮在安全殼內(nèi)的CsI如圖8所示，SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故下安全殼內(nèi)懸浮氣溶膠的峰值分別為4.06 kg、1.15 kg和0.92 kg，SB-LOCA事故再次上升后的峰值為0.54 kg。與圖4相比，開啟安全殼噴淋措施后懸浮在安全殼中的CsI質(zhì)量小于未開啟的情況，安全殼噴淋能夠有效去除懸浮在安全殼中CsI。

圖8　安全殼內(nèi)懸浮的CsI質(zhì)量

氣溶膠的沉降機(jī)理主要有四種，分別為重力沉降、慣性碰撞、熱電泳和擴(kuò)散電泳[10]。開啟安全殼噴淋后氣溶膠沉降機(jī)理的計(jì)算結(jié)果如表5所示，SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故在沒有開啟安全殼噴淋的情況下重力沉降為氣溶膠的主要沉積方式，其余依次為慣性碰撞，擴(kuò)散電泳，熱電泳。在開啟安全殼噴淋的情況下擴(kuò)散電泳為主要的沉積方式，其余依次為重力沉降，慣性碰撞，熱電泳。

表5　氣溶膠各種沉降機(jī)理所占的比例

開啟安全殼噴淋后惰性氣體向環(huán)境釋放的質(zhì)量如圖9所示，LB-LOCA事故向環(huán)境釋放的速率快于SB-LOCA和MB-LOCA事故。到計(jì)算結(jié)束，SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故分別向環(huán)境釋放的裂變產(chǎn)物質(zhì)量為0.70 kg、0.69 kg和0.76 kg。

圖9　釋放到環(huán)境的惰性氣體質(zhì)量

開啟安全殼噴淋后CsI氣體向環(huán)境釋放的質(zhì)量如圖10所示，因?yàn)榘踩珰の词В匀N事故下僅有少量的CsI釋放到環(huán)境中。計(jì)算結(jié)束時(shí)，SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故分別向環(huán)境釋放的CsI質(zhì)量為1.43×10-6kg，1.06×10-6kg和1.05×10-6kg。其他裂變產(chǎn)物的質(zhì)量如表6所示，僅有少量的揮發(fā)性和非揮發(fā)性裂變產(chǎn)物釋放到環(huán)境中，釋放的質(zhì)量為10-5～10-9量級（見表6）。

圖10　釋放到環(huán)境的CsI質(zhì)量

表6　釋入環(huán)境的裂變產(chǎn)物質(zhì)量

續(xù)表

兩種措施下進(jìn)入安全殼的氣溶膠質(zhì)量如圖11所示，從圖中可知，注水措施未開啟前進(jìn)入安全殼的氣溶膠質(zhì)量變化相同，并且是整個(gè)釋放過程的最大值。當(dāng)開啟注水措施后，由于外部冷卻劑不斷帶走壓力容器的熱量，使壓力容器保持完整，進(jìn)入壓力容器的氣溶膠質(zhì)量小于未開啟注水措施，而且從圖12可知，由于開啟堆腔注水措施后更多的裂變產(chǎn)物滯留在一回路內(nèi)，使得沉積在安全殼中的裂變產(chǎn)物質(zhì)量下降。

表7　事故序列

圖11　安全殼內(nèi)懸浮的氣溶膠質(zhì)量

圖12　安全殼內(nèi)沉積的裂變產(chǎn)物質(zhì)量

釋入環(huán)境的揮發(fā)性裂變產(chǎn)物CsI如圖13所示，當(dāng)堆芯開始融化，裂變產(chǎn)物開始大量釋放，釋入環(huán)境的CsI質(zhì)量增加，兩種措施下釋入環(huán)境的CsI質(zhì)量一致。釋入環(huán)境的非揮發(fā)性裂變產(chǎn)物SrO如圖14所示，由于堆腔注水維持了壓力容器的完整性，非揮發(fā)性裂變產(chǎn)物駐留在壓力容器內(nèi)，使釋入環(huán)境的非揮發(fā)性裂變產(chǎn)物小于未開啟注水措施時(shí)釋放的值。

圖13　釋放到環(huán)境的CsI質(zhì)量

圖14　釋放到環(huán)境的SrO質(zhì)量

4　結(jié)論

本文通過分析破口事故疊加全廠斷電事故下裂變產(chǎn)物的釋放以及安全殼噴淋措施對于裂變產(chǎn)物釋放的影響，得出了以下結(jié)論：

（1）在SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故下最終僅有少量的CsI滯留在一回路內(nèi)。安全殼內(nèi)懸浮的氣溶膠在堆芯剛開始熔化時(shí)會達(dá)到峰值，但由于自然沉降作用會使氣溶膠沉積在安全殼構(gòu)件內(nèi)，由于換料水箱的作用，SB-LOCA事故懸浮的氣溶膠會有第二個(gè)峰值。

（2）在SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故下，LB-LOCA事故下裂變產(chǎn)物最先釋入環(huán)境，SB-LOCA事故下裂變產(chǎn)物釋入環(huán)境的時(shí)間最晚。釋入環(huán)境的裂變產(chǎn)物中，惰性氣體的質(zhì)量最多，其次為揮發(fā)性裂變產(chǎn)物，最少為非揮發(fā)性裂變產(chǎn)物。

（3）開啟安全殼噴淋后，在SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故下，噴淋能夠有效降低懸浮在安全殼中CsI氣溶膠的質(zhì)量，使氣溶膠沉積在安全殼構(gòu)件表面。噴淋能夠降低安全殼的壓力，保證安全殼的完整性，使裂變產(chǎn)物能夠有效被控制在安全殼內(nèi)，而且當(dāng)開啟安全殼噴淋時(shí)氣溶膠的主要沉積方式為擴(kuò)散電泳。

（4）開啟堆腔注水措施能夠保證壓力容器的完整性，降低進(jìn)入安全殼的氣溶膠質(zhì)量，沉積在安全殼內(nèi)裂變產(chǎn)物的質(zhì)量也明顯下降。注水措施對于釋入環(huán)境的非揮發(fā)性裂變產(chǎn)物有明顯影響，對于揮發(fā)性裂變產(chǎn)物沒有影響。

（5）本文計(jì)算的破口事故疊加全廠斷電事故下裂變產(chǎn)物向環(huán)境的釋放，能夠?yàn)閺S外應(yīng)急措施制定和廠外源項(xiàng)后果評價(jià)提供參考。

［1］ 黃高峰，佟立麗，鄧堅(jiān)，等．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)，2009，43（007）：609-615.

［2］ 王軍龍，魏述平，劉嘉嘉，等．模塊式小型堆MAAP建模及嚴(yán)重事故裂變產(chǎn)物釋放特性研究［J］．核動力工程，2015，36（S2）：23-26.

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Analysis of Fission Product Release of 1 000 MW PWR under Sever Accident Condition

YUAN Xianbao1,2，WEI Jingyu1,2，ZHANG Yonghong1,2,*，ZHANG Binhang1,2，ZHOU Jianjun1,2，MAO Zhangliang1,2，DU Xiaochao1,2，SHI Qiang1,2，GUO Pan1,2

（1. College of Mechanical and Power Engineering，China Three Gorges University，Yichang of Hubei Prov. 443002，China；2. China Three Gorges University，Hubei Key Laboratory of Hydroelectric Machinery Design & Maintenance，Yichang of Hubei Prov. 443002，China；）

Under severe accident conditions，it may cause the containment to fail and release a large amount of fission products into the environment.This paper uses integrated code to study the quality of fission product CsI in the primary system and the containment and the source term of the fission product released to the environment under the superposition of different break accidents with the total loss of electric power supply.The paper also considers the effectiveness of containment spray in controlling the outward release of fission products.The results show that there is little difference in the quality of fission products released into the environment under small break，medium break and large break accidents.The main difference is the failure time of containment.The release of fission products to the environment can be effectively controlled when the containment spray is turned on.The quality of the aerosol produced in the small breach accident is higher than the other two accidents，and the aerosol is mainly deposited in the containment by diffusion electrophoresis.Opening the cavity injection system can ensure the integrity of the vessel，reduce the quality of fission products entering the containment，and effectively control the release of non-volatile fission products to the environment.The results of this paper can provide reference for the formulation of emergency measures and the evaluation of the consequences of external sources.

Loss of coolant accident；Integration code；Fission product；Containment spray；Cavity injection system

TL364

A

0258-0918（2021）06-1201-09

2021-03-01

RHIC和LHC能區(qū)核核碰撞中奇異粒子產(chǎn)生特性的研究，11247021；LHC能區(qū)下核-核碰撞中噴注重建中背景擾動研究，11847063；基于廣義微擾理論的蒙特卡羅輸運(yùn)-燃耗耦合計(jì)算方法研究，11805112；湖北省水電機(jī)械設(shè)備設(shè)計(jì)與維護(hù)重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室開放基金（2016KJX15）；

袁顯寶（1974—），湖北宜昌人，博士研究生，教授，現(xiàn)主要從事核反應(yīng)堆物理、熱工及安全方面研究

張永紅，E-mail：yozhang@ctgu.edu.cn