小型动力堆弹棒事故环境释放源项分析

程诗思，吴 晗

（1.中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，成都 610041；2.环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082）

小型动力堆弹棒事故环境释放源项分析

程诗思1，吴 晗2，*

（1.中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，成都 610041；2.环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082）

弹棒事故作为压水堆设计基准事故，包括两种放射性向环境释放的途径：安全壳泄漏及汽轮机、安全阀释放。本文以小型动力堆为研究对象，参考AP1000的最新事故源项分析思路，并与M 310型核电厂的分析思路进行对比，得出小型动力堆弹棒事故的环境释放源项分析方法，计算了弹棒事故造成的环境释放源项。

小型动力堆；弹棒事故；源项

在放射性核素和装置失控的情况下，可能对工作人员、公众和周围环境造成辐射危害［1］。核电厂运行状态和事故工况下的源项分析是核电厂安全分析的重要组成部分，进行源项分析主要是因为：（1）确保设计是最优化的，使源项合理可行尽量低；（2）证明设计能够满足辐射防护的要求，包括剂量限制；（3）理论源项作为应急所需测量参数的早期指示，可为制定应急计划提供依据；（4）证明设计基准事故所要求的设备具有足够的可靠性，包括工具和气体处理系统［2］。基于事故源项分析，进而可以开展事故放射性后果评价、设备鉴定、屏蔽设计等［3］。本文研究了小型动力堆弹棒事故环境释放源项分析方法，就计算方法等与M 310型核电厂进行了比较，并给出了小型动力堆弹棒事故环境释放源项的计算结果。

1 计算方法

弹棒事故是由于控制棒驱动机构耐压壳机械损坏，导致控制棒组件和驱动轴弹出堆芯外［4］，为极限事故工况［5］。弹棒事故发生后，事故前和事故期间因燃料元件包壳破损而从破损燃料元件释放到反应堆冷却剂中的裂变产物同时通过两种途径释放到环境：途径一，反应堆冷却剂内的裂变产物随反应堆冷却剂通过控制棒驱动机构耐压壳破口释放到安全壳大气中，安全壳大气内的裂变产物再通过安全壳泄漏释放到环境；途径二，反应堆冷却剂内的裂变产物随反应堆冷却剂通过蒸汽发生器传热管泄漏到蒸汽发生器二次侧工质中，蒸汽发生器二次侧工质内的裂变产物再通过汽轮机和蒸汽发生器安全阀释放到环境中［6］。

对于小型动力堆，采用分时间步的计算方法，根据事故分析得到的事故序列，由各时间点的破口流量、安注流量等数据计算事故后各时间点裂变产物在反应堆冷却剂中的比活度及向安全壳大气的释放速率，进而得到通过途径一造成的环境释放源项。

而对于M 310型核电厂，在计算通过释放途径一造成的环境释放源项时，采用包络的瞬时释放模型，不用再单独考虑事故序列，现实模型中假设的惰性气体及碘从破损燃料元件气隙释放到反应堆冷却剂的释放份额（除85Kr外的惰性气体：2%；85K r：30%；碘：3%），就是包络的份额。

小型动力堆及M 310型核电厂都是采用蒸汽发生器一次侧向二次侧的泄漏率、蒸汽发生器向环境的释放流量、蒸汽发生器的给水流量等数据计算蒸汽发生器二次侧水和蒸汽中放射性核素的比活度，进而得到通过释放途径二造成的环境释放源项。

此外，对于释放到安全壳内的碘的去除机制，小型动力堆参考了AP1000的思路：设计中不依靠能动系统去除事故后释放到安全壳大气中的元素碘或气溶胶。元素碘通过在安全壳内结构件表面的沉积被去除，考虑去污因子；安全壳内气溶胶通过重力沉降去除，考虑去污因子。

在AP1000弹棒事故源项分析中，元素碘去污因子为200，气溶胶去污因子为1000［7］。

由于元素碘通过表面沉积去除，当单位体积内元素碘的个数少到某种程度时，沉积到壁面的概率很小，不应再考虑元素碘的去除。因此小型动力堆不直接采用AP1000的去污因子，而是根据AP1000弹棒事故后元素碘去污因子达到200时，安全壳大气中元素碘的浓度，得到小型动力堆弹棒事故后安全壳大气中元素碘达到该浓度时所对应的去污因子［8］。

对于气溶胶，AP1000由方程e-λt=1/1 000得到去污因子达到1 000所需的时间。式中，λ为气溶胶去除系数［9］。计算去污因子达到1 000所需的时间时，只考虑重力沉降对安全壳大气中气溶胶浓度的影响，不考虑衰变及安全壳泄漏。上述方程是基于瞬时释放模型，小型动力堆参考上述方法，基于分时间步释放模型，得到事故后各时间步安全壳大气中气溶胶的浓度及安全壳大气中气溶胶的浓度达到最大浓度的1/1 000所需时间，即气溶胶去除持续时间。安全壳大气中气溶胶的浓度也只考虑重力沉降的去除，不考虑衰变及安全壳泄漏。

而对于M 310型核电厂，在安全壳内考虑的碘的去除机制包括重力沉降和安全壳喷淋除碘，喷淋系统在事故后手动启动［10］。安全壳喷淋的作用是去除元素碘；对粒子碘不起作用［11］。

2 计算程序及模型

计算程序为TACT［12］及GVACT［13］。

（1）TACTIII程序计算模型如下：

式中，SAnm，i：在第m个时间步，核素n在控制容积i（安全壳）净空间中的放射性浓度；

Vi：控制容积i净空间体积；

λn：核素n的衰变常数；

βn，v：核素v衰变成核素n的分支比；

m：时间步，（m=1，2，3，…，M）；

n：衰变链中核素的标号，（n=1，2，3，…，N）；

v：衰变链中核素的标号，（1≤v＜n）。

（2）GVACT程序计算事故后环境释放源项的模型如下：

Ai：事故发生后，核素i的环境释放量；

t1：事故发生0时刻；

t2：事故发生后，二回路工质停止向环境释放时刻；

C1i：核素i在受影响蒸汽发生器二次侧蒸汽中的比活度；

C2i：核素i在完好蒸汽发生器二次侧蒸汽中的比活度；

D2：完好蒸汽发生器二次侧蒸汽通过安全阀的蒸汽流量；

C3i：核素i在受影响蒸汽发生器二次侧水中的比活度；

D3：受影响蒸汽发生器二次侧满溢流量；

D1：受影响蒸汽发生器二次侧到汽轮机的蒸汽流量；

FP：核素i经过冷凝器的汽水分配系数；

D4：完好蒸汽发生器二次侧到汽轮机的蒸汽流量。

3 计算参数

弹棒事故源项分析中用到的参数包括：裂变产物堆芯积存量、事故造成的燃料元件破损份额、燃料元件气隙内的裂变产物占破损燃料元件积存量的份额、反应堆冷却剂向蒸汽发生器二次侧的泄漏率等。

（1）小型动力堆弹棒事故源项分析所用的参数包括：

①事故造成的燃料元件破损份额：4%；

②破损燃料元件气隙内的惰性气体和碘核素占破损燃料元件积存量的份额［14］：10%；

③事故发生后，反应堆冷却剂向安全壳释放的释放速率随时间的变化，如图1所示；

图1 反应堆冷却剂向安全壳释放的释放速率随时间的变化Fig.1 Release rate of reactor coolant to containm ent

④事故发生后，堆芯补水流量随时间的变化，如图2所示；

图2 堆芯补水流量随时间的变化Fig.2 Flow rateof coremakeup

⑤事故发生后，释放到安全壳内的反应堆冷却剂中的裂变产物释放到安全壳大气中的份额［14］：惰性气体：100%；碘：100%；

⑥释放到安全壳大气中的各化学形态的碘占总碘的份额［14］：粒子碘：0.95；元素碘：0.048 5；有机碘：0.0015；

⑦各化学形态的碘在安全壳内的去除率［13］：粒子碘的去除系数：0.1 h-1，粒子碘去除的持续时间为事故发生后75.7 h；元素碘的去除系数：0.11 h-1，元素碘去除的持续时间为事故发生后27.7h；有机碘无去除；

⑧事故发生后安全壳大气的泄漏率［14］：24 h内，0.3%·d-1；24h后，0.15%·d-1；

⑨蒸汽发生器给水流量随时间的变化，如图3所示；

图3 蒸汽发生器给水流量随时间的变化Fig.3 Flow rate of steam generator feedwater

⑩事故发生后39 s，二回路工质停止向环境释放；二回路工质向环境的释放流量随时间的变化，如图4所示。

图4 二回路工质向环境的释放流量随时间的变化Fig.4 Release rate of activity contained in thesecondary side to theenvironment

（2）M 310型核电厂弹棒事故源项分析现实模型所用的参数包括：

①假设燃料包壳破损率为10%，在堆芯中可能熔化的燃料棒估计为总数的1%［15］；

②破损燃料元件气隙内的惰性气体和碘核素占破损燃料元件积存量的份额［15］：

惰性气体（85Kr除外）：2%；

85K r：30%；

碘：3%；

③对于堆芯内熔化的燃料元件，裂变产物的释放份额［15］：

惰性气体：100%；

碘：50%；

④事故发生后，释放到安全壳内的反应堆冷却剂中的裂变产物释放到安全壳大气的份额［15］：惰性气体：100%；碘：50%；

⑤释放到安全壳大气的各化学形态的碘占总碘的份额［15］：粒子碘：0.1；元素碘：0.9；

⑥各化学形态的碘在安全壳内的去除率：事故发生6 h后手动启动安全壳喷淋系统，元素碘的去污因子为1000［16］（由于M 310型核电厂弹棒事故源项分析时采用的瞬时释放模型，对元素碘考虑瞬时去除，去污因子为1 000，没有去除系数的概念），粒子碘无去除；

⑦事故发生后安全壳大气的泄漏率［15］：6 h内：0.25%·d-1；6h后：0.15%·d-1。

4 计算结果

表1给出了小型动力堆弹棒事故通过安全壳泄漏的累积环境释放源项；表2给出了以小型动力堆弹棒事故发生到事故发生后39 s，通过汽轮机和蒸汽发生器安全阀释放的环境释放源项；表3给出了小型动力堆弹棒事故后环境释放源项。

表1 事故发生后，通过安全壳泄漏的累积环境释放源项Table 1 The source term release to the environment through containment leakage

表2 通过二回路释放途径的环境释放源项Table 2 The source term release to the environment through secondary activity release

表3 事故后环境释放源项Table3 Thesource term release to theenvironmentafter accident

5 结论

综上所述，小型动力堆和M 310型核电厂弹棒事故环境释放源项分析方法的主要差异在于：

（1）小型动力堆采用分时间步的方法计算反应堆冷却剂中放射性核素浓度（考虑核素的衰变、向安全壳释放造成的消失项以及补水对冷却剂中核素浓度的影响）及向安全壳的释放速率，而M 310型核电厂采用瞬时释放模型计算反应堆冷却剂中放射性核素向安全壳的释放量；

（2）小型动力堆采用的燃料元件破损率为事故分析的结果，而M 310型核电厂采用的燃料元件破损、熔化份额为RCC-P法规中的值；

（3）小型动力堆采用的以下参数参考RG 1.183，而M 310型核电厂采用的参数参考RCC-P法规：

①破损燃料元件气隙内惰性气体和碘核素占破损燃料元件积存量的份额；

②释放到安全壳内的反应堆冷却剂中的惰性气体和碘核素释放到安全壳大气的份额；

③释放到安全壳大气的各化学形态的碘占总碘的份额；

④事故后安全壳大气的泄漏率。

小型动力堆弹棒事故环境释放源项分析方法，较M 310型核电厂的瞬时释放模型得到更为符合实际事故进程的环境释放源项。

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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

程诗思（1988—），女，四川荣县人，助理工程师，现主要从事辐射屏蔽与环境安全分析工作

*通讯作者：吴 晗，E-mail：wuhan@chinansc.cn