核电厂大破口失水事故（LBLOCA）始发严重事故释放源项的分析

尤 伟，石雪垚，王晓霞，龙 亮，邱 林

（中国核电工程有限公司，北京 100840）

核电厂大破口失水事故（LBLOCA）始发严重事故释放源项的分析

尤 伟*，石雪垚，王晓霞，龙 亮，邱 林

（中国核电工程有限公司，北京 100840）

本文利用一体化的严重事故数据计算分析程序，研究核电厂发生大破口失水（LBLOCA）事故始发严重事故情况下裂变产物的释放、迁移、去除和最终在不同区域的分布等特征。假设核电厂具有双层安全壳设计并且安全壳保持完整性的情况下，计算最终向环境的释放源项。最后利用美国核管会（NRC）的NUREG-1465假设的壳内事故源项的释放份额计算环境释放源项的份额，并对结果进行比较。计算结果可以为应急设施评价源项的选取以及场外后果评价提供参考。

严重事故；大破口事故LBLOCA；裂变产物；源项

概率安全分析（PSA）作为一种综合的结构型分析方法，已经在核电厂的设计中得到广泛应用。其中核动力厂的二级概率安全分析的主要目的是确定放射性物质从核动力厂释放的可能途径并且评价其释放量和发生频度。该分析同时为三级概率安全分析的剂量风险分析提供输入；其对于深入了解事故预防和事故缓解措施具有重要的意义［1］。

我国国家核安全局对于二级概率安全分析也提出了一些初步的要求［2，3］，如明确要求对需要进行厂外早期响应的（特别是与安全壳早期失效相关的）放射性物质向厂外大量释放的风险进行评价［4］。国内对于严重事故源项的研究已开展不少工作，但注意到大部分研究没有与国内核电工程设计中已用的参考源项，如NUREG-1465进行比较，同时考虑到NUREG-1465提供的释放份额是对应低压条件下堆芯熔化事故中的典型值，因此本文选择大破口失水事故（LBLOCA）始发的严重事故作为计算的假想事故，计算事故发生后放射性源项的释放、迁移和去除等特征，同时与参考源项进行比较。

本文参考国际、国内先进堆型的严重事故源项的计算及处理方法［5-7］，利用一体化的严重事故源项分析程序，通过建立反应堆堆芯、一回路、二回路、安全壳隔室、能动和非能动结合安全系统的热工水力模型，选取安全壳完整释放类型，对大破口失水事故始发严重事故后安全壳内及环境中的释放源项进行计算和分析，同时与美国核管会的NUREG-1465事故源项进行对比［8］，其结果可以为应急设施评价源项的选取以及场外后果评价提供参考［9-11］。

1 计算程序简介

本文利用一体化的严重事故计算程序，计算事故后向安全壳及环境释放的裂变产物源项。该程序适用于不同堆型的核电厂的严重事故源项分析，包括法国900MW压水堆、EPR以及俄罗斯WWER等堆型，已在国际核电厂设计和监管部门审评中得到广泛应用。程序可以模拟如下的严重事故现象［12］：

（1）模拟堆芯熔化与迁移，并分别追踪二氧化铀、锆合金、二氧化锆和控制棒材料；

（2）反应堆冷却剂系统（RCS）热工水力；

（3）堆芯升温、熔化、迁移；

（4）安全壳热工水力；

（5）燃料-冷却剂反应；

（6）熔融堆芯-混凝土相互作用；

（7）裂变产物释放、传输和沉积。

2 事故序列及主要进程

本文所分析的核电厂设计有严重事故缓解措施，如堆腔注水系统、非能动安全壳热量导出系统和非能动消氢系统，在建模时均对上述缓解措施进行了模拟。限于篇幅，这里不详细说明模型的建立。本文选取的导致严重事故的初因事件是大破口失水事故，事故发生后，同时假定喷淋系统以及高、低压安注系统不可用，安全壳的非能动系统保证安全壳不超压失效，并假定非能动的蓄压安注箱可用［13，14］。利用核电厂的计算模型，采用一体化程序对该事故序列进行计算，其主要的事故进程见表1。

表1 事故主要进程Table 1 Evolution of accident

3 结果分析

3.1 安全壳内源项

事故发生后堆芯产生的裂变产物向环境的释放途径如图1所示。

图1 裂变产物向环境的释放途径Fig.1 Releasing passway of fission products into the environment

表2中给出事故后裂变产物向环境释放基本结束时（不再有明显向环境释放的裂变产物），通过程序计算得到的累积释放到安全壳内的份额，同时给出了一回路系统中累积的释放份额。

表2 壳内裂变产物释放份额Table2 Releasing fraction of fission products in the containment

从表中可以看到，除SrO、BaO、La2O3和CeO2外，其他主要核素的大部分释放到安全壳内，由于假设安全壳的完整性保持，释放到环境中的量比较小。

这里同时采用一种源项的简化计算方法，对惰性气体、I、Cs和Te选择CORSOR-M模型，而对于其他核素选择Kress/Booth RelVol模型，这种选择是为了与一体化计算程序相对应［15］。计算的输入参数除堆芯及一回路的设计参数外，所需的热工参数由一体化计算程序的计算提供，最终的计算结果列在表3中。

考虑到NUREG-1465给出的是安全壳内的释放源项，并不考虑壳内源项向环境的释放，因此表中给出堆芯释放的总量（不包括一回路，即安全壳及环境中的释放份额的总和），将该结果与NUREG-1465源项释放份额进行比较，结果同样见表3。

从表中可以看到，采用CORSOR-M计算的惰性气体、I、Cs和Te的简化计算与一体化程序计算的结果符合的较好，除惰性气体外其他核素比NUREG-1465的结果保守；采用Kress/Booth RelVol模型计算Mo的结果与NUREG-1465相近，其他核素组相对于一体化程序的计算结果，基本上要小1个量级，简化模型对于堆芯熔化阶段的释放并不适用，但大部分非挥发性物质在该阶段及熔融物跌落时的释放更为明显，模型对于包壳氧化阶段的考虑并不保守，可能是计算结果偏小的原因。

同时由表可见，采用一体化计算程序计算得到的各个核素组的堆芯释放总量（不包括一回路，对应表中“份额*”） 与NUREG-1465相比，碲族元素（TeO2和Sb）的释放份额约为NUREG-1465的2.5倍，贵金属元素Mo在NUREG-1465中要偏小近两个量级，其他核素的释放份额具有一定可比性，考虑到NUREG-1465提供的释放份额是对应低压条件下堆芯熔化事故中的典型值，而不是保守值或限值，计算结果具有一定的合理性。

表3 壳内裂变产物释放份额的比较Table 3 Com parison of releasing fraction of fission products in the containment

3.2 环境释放源项

需要考虑向环境释放的放射性源项基本达到稳定状态，计算中考虑72 h的释放量。表4和表5给出计算得到的环境释放源项，为满足后续剂量评价软件对于前端源项输入的要求，表中同时给出了不同的烟羽的释放时间、释放量和释放能量，可以作为场外剂量评价时的输入数据。

表4 概率安全分析环境释放源项结果（1）Table 4 Source term in the environment for PSA（1）

表5 概率安全分析环境释放源项结果（2）Table 5 Source term in the environment for PSA（2）

假设严重事故后释放到安全壳内的源项为NUREG-1465中对应压水堆向安全壳内的释放份额，不考虑壳内喷淋去除，考虑放射性核素衰变，内层安全壳的正常泄漏，旁通泄漏以及双层安全壳环形空间的通风去除，根据核电厂的堆芯积存量，计算72 h最终释放到环境中源项的释放份额，与安全壳完整释放类对应的源项进行比较，结果如图2所示。

图2 安全壳完整的环境释放份额与NUREG-1465比较Fig.2 Comparison between releasing fraction for intactcontainmentand NUREG-1465

可以看到，对于惰性气体和CsI，NUREG-1465与释放类的计算结果接近，NUREG-1465的源项计算结果要略大，其他除MoO2外，根据NUREG-1465计算得到的其他裂变产物组分的环境释放份额要大于完整释放类对应的结果。可见，在考虑安全壳完整时根据NUREG-1465源项计算的环境释放源项具有一定的包络性和保守性。

4 结论

本文利用一体化严重事故分析程序，假定核电厂安全壳保持完整，对严重事故后释放的裂变产物进行计算，给出各放射性裂变产物组分向环境的释放份额随时间的变化，并对安全壳内及环境各释放类的释放份额进行了比较分析。结果表明：

（1）安全壳完整的情况下，各核素组的堆芯释放总量（不包括一回路）与NUREG-1465释放份额在数值上处于同一量级，NUREG-1465对应的源项不具有包络性，考虑到NUREG-1465提供的释放份额是对应低压条件下堆芯熔化事故中的典型值而不是保守值，计算结果是合理的；

（2）核电厂的双层安全壳设计在安全壳完整，尤其保证通风及过滤可用的情况下，能够显著减少除惰性气体外其他放射性源项向环境的释放，若将NUREG-1465源项作为安全壳内释放源项，考虑双层安全壳，计算得到最终环境释放源项的绝大部分裂变产物组分要大于核电厂的环境释放份额，NUREG-1465源项具有一定的包络性和保守性。

［1］施仲齐，杨玲.核电厂事故源项与应急计划关系的研究［J］.中国核科技报告，1991（s2）：1-19.

［2］国家核安全局.HAD102/17核动力厂安全评价与验证［S］.北京：国家核安全局，2006.

［3］国家核安全局.HAF102核动力厂设计安全规定［S］.北京：国家核安全局，2004.

［4］林诚格，史国宝，陈耀东，等.对“实际消除核电厂大量放射性物质释放”的技术见解［J］.核科学与工程，2013，33（4）：337-345.

［5］马如冰，赵博.百万千瓦级核电厂蒸汽发生器失去给水事故源项计算分析［J］.核安全，2007（4）：45-50.

［6］黄高峰，佟立丽，邓坚，等.核电厂大破口失水事故始发严重事故的源项研究［J］.原子能科学技术，2009，43（7）：609-615.

［7］张琨.AP1000核电厂大量放射性释放源项分析［J］.原子能科学技术，2012，46（9）：1107-1111.

［8］NRC.NUREG-1465 Accident Source Terms for Light-W ater Nuclear Power Plants［S］.Washingtong DC：NRC，1995.

［9］李京喜，黄高峰，曹学武.核电厂严重事故下安全壳通风导致放射性后果的快速评价［J］.原子能科学技术，2010，44（7）：848-851.

［10］蔡伟，叶杰，徐良旺.MSLB事故源项及放射性后果分析［J］.原子能科学技术，2014，48（6）：1044-1049.

［11］张龙飞，张大发，王少明.压水堆大破口失水事故引发的严重事故研究［J］.原子能科学技术，2007，41（5）：560-564.

［12］濮继龙.压水堆核电厂安全与事故对策［M］.北京：原子能出版社，1995.

［13］林诚格，赵瑞昌，刘志弢.安全壳在事故情况下的完整性分析［J］.核科学与工程，2010，30（2）：181-191.

［14］刘涛，玉宇，童节娟，等.核电厂严重事故序列选取准则探讨［J］.科技导报，2009，27（19）：24-27.

［15］赵博，毛亚蔚，杨海峰.严重事故源项简化计算研究［C］. 21世纪初辐射防护论坛第三次会议暨21世纪初核安全论坛第一次会议论文集，2008.

Source Term Analysisof Severe Accident Induced by LBLOCA for Nuclear Power Plant

YOUWei，SHIXueyao，WANGXiaoxia，LONG Liang，QIU Lin（ChinaNuclearPower Engineering Co.，Ltd.，Beijing100840，China）

Sequence of LBLOCA of Nuclear Power Plant（NPP） isperformed by application of integral calculation code，and the releasing，transport，removal and distribution about fission products are obtained.Itisassumed thatNPPhas two-layersof containmentand keeps intactduring the severe accident，and finally the releasing of source term into the environment is also studied.Finally the source term provided by NUREG-1465 is compared w ith calculating results.The present results provide reference for theassessmentsource term ofemergency facility and offsite consequenceassessment.

severe accident；LBLOCA；fission products；source term

TL364+.4

：A

：1672-5360（2015）02-0053-05

2015-02-19

2015-04-08

国家能源应用技术研究及工程示范项目子课题，课题编号NY 20111002-1

尤 伟（1981—），男，甘肃平凉人，高级工程师，现主要从事辐射防护相关工作

*通讯作者：尤 伟，E-mail：youwei@cnpe.cc