程詩思，吳 晗

（1.中國核動力研究設計院核反應堆系統(tǒng)設計技術(shù)重點實驗室，成都 610041；2.環(huán)境保護部核與輻射安全中心，北京 100082）

小型動力堆彈棒事故環(huán)境釋放源項分析

程詩思1，吳 晗2，*

（1.中國核動力研究設計院核反應堆系統(tǒng)設計技術(shù)重點實驗室，成都 610041；2.環(huán)境保護部核與輻射安全中心，北京 100082）

彈棒事故作為壓水堆設計基準事故，包括兩種放射性向環(huán)境釋放的途徑：安全殼泄漏及汽輪機、安全閥釋放。本文以小型動力堆為研究對象，參考AP1000的最新事故源項分析思路，并與M 310型核電廠的分析思路進行對比，得出小型動力堆彈棒事故的環(huán)境釋放源項分析方法，計算了彈棒事故造成的環(huán)境釋放源項。

小型動力堆；彈棒事故；源項

在放射性核素和裝置失控的情況下，可能對工作人員、公眾和周圍環(huán)境造成輻射危害［1］。核電廠運行狀態(tài)和事故工況下的源項分析是核電廠安全分析的重要組成部分，進行源項分析主要是因為：（1）確保設計是最優(yōu)化的，使源項合理可行盡量低；（2）證明設計能夠滿足輻射防護的要求，包括劑量限制；（3）理論源項作為應急所需測量參數(shù)的早期指示，可為制定應急計劃提供依據(jù)；（4）證明設計基準事故所要求的設備具有足夠的可靠性，包括工具和氣體處理系統(tǒng)［2］?；谑鹿试错椃治?，進而可以開展事故放射性后果評價、設備鑒定、屏蔽設計等［3］。本文研究了小型動力堆彈棒事故環(huán)境釋放源項分析方法，就計算方法等與M 310型核電廠進行了比較，并給出了小型動力堆彈棒事故環(huán)境釋放源項的計算結(jié)果。

1 計算方法

彈棒事故是由于控制棒驅(qū)動機構(gòu)耐壓殼機械損壞，導致控制棒組件和驅(qū)動軸彈出堆芯外［4］，為極限事故工況［5］。彈棒事故發(fā)生后，事故前和事故期間因燃料元件包殼破損而從破損燃料元件釋放到反應堆冷卻劑中的裂變產(chǎn)物同時通過兩種途徑釋放到環(huán)境：途徑一，反應堆冷卻劑內(nèi)的裂變產(chǎn)物隨反應堆冷卻劑通過控制棒驅(qū)動機構(gòu)耐壓殼破口釋放到安全殼大氣中，安全殼大氣內(nèi)的裂變產(chǎn)物再通過安全殼泄漏釋放到環(huán)境；途徑二，反應堆冷卻劑內(nèi)的裂變產(chǎn)物隨反應堆冷卻劑通過蒸汽發(fā)生器傳熱管泄漏到蒸汽發(fā)生器二次側(cè)工質(zhì)中，蒸汽發(fā)生器二次側(cè)工質(zhì)內(nèi)的裂變產(chǎn)物再通過汽輪機和蒸汽發(fā)生器安全閥釋放到環(huán)境中［6］。

對于小型動力堆，采用分時間步的計算方法，根據(jù)事故分析得到的事故序列，由各時間點的破口流量、安注流量等數(shù)據(jù)計算事故后各時間點裂變產(chǎn)物在反應堆冷卻劑中的比活度及向安全殼大氣的釋放速率，進而得到通過途徑一造成的環(huán)境釋放源項。

而對于M 310型核電廠，在計算通過釋放途徑一造成的環(huán)境釋放源項時，采用包絡的瞬時釋放模型，不用再單獨考慮事故序列，現(xiàn)實模型中假設的惰性氣體及碘從破損燃料元件氣隙釋放到反應堆冷卻劑的釋放份額（除85Kr外的惰性氣體：2%；85K r：30%；碘：3%），就是包絡的份額。

小型動力堆及M 310型核電廠都是采用蒸汽發(fā)生器一次側(cè)向二次側(cè)的泄漏率、蒸汽發(fā)生器向環(huán)境的釋放流量、蒸汽發(fā)生器的給水流量等數(shù)據(jù)計算蒸汽發(fā)生器二次側(cè)水和蒸汽中放射性核素的比活度，進而得到通過釋放途徑二造成的環(huán)境釋放源項。

此外，對于釋放到安全殼內(nèi)的碘的去除機制，小型動力堆參考了AP1000的思路：設計中不依靠能動系統(tǒng)去除事故后釋放到安全殼大氣中的元素碘或氣溶膠。元素碘通過在安全殼內(nèi)結(jié)構(gòu)件表面的沉積被去除，考慮去污因子；安全殼內(nèi)氣溶膠通過重力沉降去除，考慮去污因子。

在AP1000彈棒事故源項分析中，元素碘去污因子為200，氣溶膠去污因子為1000［7］。

由于元素碘通過表面沉積去除，當單位體積內(nèi)元素碘的個數(shù)少到某種程度時，沉積到壁面的概率很小，不應再考慮元素碘的去除。因此小型動力堆不直接采用AP1000的去污因子，而是根據(jù)AP1000彈棒事故后元素碘去污因子達到200時，安全殼大氣中元素碘的濃度，得到小型動力堆彈棒事故后安全殼大氣中元素碘達到該濃度時所對應的去污因子［8］。

對于氣溶膠，AP1000由方程e-λt=1/1 000得到去污因子達到1 000所需的時間。式中，λ為氣溶膠去除系數(shù)［9］。計算去污因子達到1 000所需的時間時，只考慮重力沉降對安全殼大氣中氣溶膠濃度的影響，不考慮衰變及安全殼泄漏。上述方程是基于瞬時釋放模型，小型動力堆參考上述方法，基于分時間步釋放模型，得到事故后各時間步安全殼大氣中氣溶膠的濃度及安全殼大氣中氣溶膠的濃度達到最大濃度的1/1 000所需時間，即氣溶膠去除持續(xù)時間。安全殼大氣中氣溶膠的濃度也只考慮重力沉降的去除，不考慮衰變及安全殼泄漏。

而對于M 310型核電廠，在安全殼內(nèi)考慮的碘的去除機制包括重力沉降和安全殼噴淋除碘，噴淋系統(tǒng)在事故后手動啟動［10］。安全殼噴淋的作用是去除元素碘；對粒子碘不起作用［11］。

2 計算程序及模型

計算程序為TACT［12］及GVACT［13］。

（1）TACTIII程序計算模型如下：

式中，SAnm，i：在第m個時間步，核素n在控制容積i（安全殼）凈空間中的放射性濃度；

Vi：控制容積i凈空間體積；

λn：核素n的衰變常數(shù)；

βn，v：核素v衰變成核素n的分支比；

m：時間步，（m=1，2，3，…，M）；

n：衰變鏈中核素的標號，（n=1，2，3，…，N）；

v：衰變鏈中核素的標號，（1≤v＜n）。

（2）GVACT程序計算事故后環(huán)境釋放源項的模型如下：

Ai：事故發(fā)生后，核素i的環(huán)境釋放量；

t1：事故發(fā)生0時刻；

t2：事故發(fā)生后，二回路工質(zhì)停止向環(huán)境釋放時刻；

C1i：核素i在受影響蒸汽發(fā)生器二次側(cè)蒸汽中的比活度；

C2i：核素i在完好蒸汽發(fā)生器二次側(cè)蒸汽中的比活度；

D2：完好蒸汽發(fā)生器二次側(cè)蒸汽通過安全閥的蒸汽流量；

C3i：核素i在受影響蒸汽發(fā)生器二次側(cè)水中的比活度；

D3：受影響蒸汽發(fā)生器二次側(cè)滿溢流量；

D1：受影響蒸汽發(fā)生器二次側(cè)到汽輪機的蒸汽流量；

FP：核素i經(jīng)過冷凝器的汽水分配系數(shù)；

D4：完好蒸汽發(fā)生器二次側(cè)到汽輪機的蒸汽流量。

3 計算參數(shù)

彈棒事故源項分析中用到的參數(shù)包括：裂變產(chǎn)物堆芯積存量、事故造成的燃料元件破損份額、燃料元件氣隙內(nèi)的裂變產(chǎn)物占破損燃料元件積存量的份額、反應堆冷卻劑向蒸汽發(fā)生器二次側(cè)的泄漏率等。

（1）小型動力堆彈棒事故源項分析所用的參數(shù)包括：

①事故造成的燃料元件破損份額：4%；

②破損燃料元件氣隙內(nèi)的惰性氣體和碘核素占破損燃料元件積存量的份額［14］：10%；

③事故發(fā)生后，反應堆冷卻劑向安全殼釋放的釋放速率隨時間的變化，如圖1所示；

圖1 反應堆冷卻劑向安全殼釋放的釋放速率隨時間的變化Fig.1 Release rate of reactor coolant to containm ent

④事故發(fā)生后，堆芯補水流量隨時間的變化，如圖2所示；

圖2 堆芯補水流量隨時間的變化Fig.2 Flow rateof coremakeup

⑤事故發(fā)生后，釋放到安全殼內(nèi)的反應堆冷卻劑中的裂變產(chǎn)物釋放到安全殼大氣中的份額［14］：惰性氣體：100%；碘：100%；

⑥釋放到安全殼大氣中的各化學形態(tài)的碘占總碘的份額［14］：粒子碘：0.95；元素碘：0.048 5；有機碘：0.0015；

⑦各化學形態(tài)的碘在安全殼內(nèi)的去除率［13］：粒子碘的去除系數(shù)：0.1 h-1，粒子碘去除的持續(xù)時間為事故發(fā)生后75.7 h；元素碘的去除系數(shù)：0.11 h-1，元素碘去除的持續(xù)時間為事故發(fā)生后27.7h；有機碘無去除；

⑧事故發(fā)生后安全殼大氣的泄漏率［14］：24 h內(nèi)，0.3%·d-1；24h后，0.15%·d-1；

⑨蒸汽發(fā)生器給水流量隨時間的變化，如圖3所示；

圖3 蒸汽發(fā)生器給水流量隨時間的變化Fig.3 Flow rate of steam generator feedwater

⑩事故發(fā)生后39 s，二回路工質(zhì)停止向環(huán)境釋放；二回路工質(zhì)向環(huán)境的釋放流量隨時間的變化，如圖4所示。

圖4 二回路工質(zhì)向環(huán)境的釋放流量隨時間的變化Fig.4 Release rate of activity contained in thesecondary side to theenvironment

（2）M 310型核電廠彈棒事故源項分析現(xiàn)實模型所用的參數(shù)包括：

①假設燃料包殼破損率為10%，在堆芯中可能熔化的燃料棒估計為總數(shù)的1%［15］；

②破損燃料元件氣隙內(nèi)的惰性氣體和碘核素占破損燃料元件積存量的份額［15］：

惰性氣體（85Kr除外）：2%；

85K r：30%；

碘：3%；

③對于堆芯內(nèi)熔化的燃料元件，裂變產(chǎn)物的釋放份額［15］：

惰性氣體：100%；

碘：50%；

④事故發(fā)生后，釋放到安全殼內(nèi)的反應堆冷卻劑中的裂變產(chǎn)物釋放到安全殼大氣的份額［15］：惰性氣體：100%；碘：50%；

⑤釋放到安全殼大氣的各化學形態(tài)的碘占總碘的份額［15］：粒子碘：0.1；元素碘：0.9；

⑥各化學形態(tài)的碘在安全殼內(nèi)的去除率：事故發(fā)生6 h后手動啟動安全殼噴淋系統(tǒng)，元素碘的去污因子為1000［16］（由于M 310型核電廠彈棒事故源項分析時采用的瞬時釋放模型，對元素碘考慮瞬時去除，去污因子為1 000，沒有去除系數(shù)的概念），粒子碘無去除；

⑦事故發(fā)生后安全殼大氣的泄漏率［15］：6 h內(nèi)：0.25%·d-1；6h后：0.15%·d-1。

4 計算結(jié)果

表1給出了小型動力堆彈棒事故通過安全殼泄漏的累積環(huán)境釋放源項；表2給出了以小型動力堆彈棒事故發(fā)生到事故發(fā)生后39 s，通過汽輪機和蒸汽發(fā)生器安全閥釋放的環(huán)境釋放源項；表3給出了小型動力堆彈棒事故后環(huán)境釋放源項。

表1 事故發(fā)生后，通過安全殼泄漏的累積環(huán)境釋放源項Table 1 The source term release to the environment through containment leakage

表2 通過二回路釋放途徑的環(huán)境釋放源項Table 2 The source term release to the environment through secondary activity release

表3 事故后環(huán)境釋放源項Table3 Thesource term release to theenvironmentafter accident

5 結(jié)論

綜上所述，小型動力堆和M 310型核電廠彈棒事故環(huán)境釋放源項分析方法的主要差異在于：

（1）小型動力堆采用分時間步的方法計算反應堆冷卻劑中放射性核素濃度（考慮核素的衰變、向安全殼釋放造成的消失項以及補水對冷卻劑中核素濃度的影響）及向安全殼的釋放速率，而M 310型核電廠采用瞬時釋放模型計算反應堆冷卻劑中放射性核素向安全殼的釋放量；

（2）小型動力堆采用的燃料元件破損率為事故分析的結(jié)果，而M 310型核電廠采用的燃料元件破損、熔化份額為RCC-P法規(guī)中的值；

（3）小型動力堆采用的以下參數(shù)參考RG 1.183，而M 310型核電廠采用的參數(shù)參考RCC-P法規(guī)：

①破損燃料元件氣隙內(nèi)惰性氣體和碘核素占破損燃料元件積存量的份額；

②釋放到安全殼內(nèi)的反應堆冷卻劑中的惰性氣體和碘核素釋放到安全殼大氣的份額；

③釋放到安全殼大氣的各化學形態(tài)的碘占總碘的份額；

④事故后安全殼大氣的泄漏率。

小型動力堆彈棒事故環(huán)境釋放源項分析方法，較M 310型核電廠的瞬時釋放模型得到更為符合實際事故進程的環(huán)境釋放源項。

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Analysisof theSource Term Released to theEnvironmentin Caseof a Rod Ejection Accident in a SmallNuclear Power Reactor

CHENG Shisi1，WU Han2，*
（1.Scienceand Technologyon Reactor System Design Technology Laboratory，NuclearPower InstituteofChina，Chengdu610041，China；2.Nuclearand Radiation Safety Center，MEP，Beijing100082，China）

Asa design basisaccident（DBA），a rod ejection accident leads to the releaseofactivity to the environment through containment leakage，and the releaseofactivity contained in the secondary side isalso considered.Thispaperaimsatanalyzing the source term released to theenvironmentin caseofa rod ejection accident in a smallpower reactorw ith themethodsof the AP1000.Themethodswere compared w ith thoseof aM 310nuclearpowerplant.Theanalysismethod and the resultof thesourceterm released to theenvironment fora rod ejectionaccidentaregiven in thispaper.

smallpower reactor；rod ejectionaccident；source term

TL732

：A

：1672-5360（2015）04-0058-06

2015-03-27

2015-05-12

程詩思（1988—），女，四川榮縣人，助理工程師，現(xiàn)主要從事輻射屏蔽與環(huán)境安全分析工作

*通訊作者：吳 晗，E-mail：wuhan@chinansc.cn