APP下载

小型堆大破口失水事故放射性后果研究∗

2018-03-31廉海波

舰船电子工程 2018年3期
关键词:破口舱室限值

廉海波 王 伟 王 坤

1 引言

冷管段双端断裂大破口失水事故不仅会破坏堆舱负压,也严重威胁堆舱的完整性。目前针对大破口失水事故的研究,还没有形成较为完善的核应急分析理论。事故的源项研究多局限于堆舱内,缺乏对其他舱室的放射性分析;或者仅以假设的源项为基础,进行舱室放射性分析[1]。本文建立了船用堆舱室模型及全船通风模型,对大破口失水事故下堆舱及堆舱邻舱的源项进行了分析,并进一步结合GB429-1988和GB1067.1标准给出的应急情况下的剂量限值,具体分析了事故下投入全船通风系统[2~3]对船员受到的辐射照射的缓解情况。通风系统的投入,使得放射性核素排入大气环境,在海上运行状态,会直接影响到船外救援决策的实施和附近航行的其他船只人员的生命健康。通过本文的研究工作,能够为船用堆发生大破口失水事故时的船内外应急预案的制定及应急救援工作的实施提供指导和帮助。

2 舱室控制体建模

本文的研究对象是典型的双环路压水堆,舱室控制体及通风系统建模如图1所示。主管道双端断裂的位置位于冷管段,破口发生后冷却剂泄漏至堆舱,堆舱前舱为Ⅰ舱,堆舱后舱为Ⅱ舱。Ⅰ舱和Ⅱ舱两个舱室的容积比为0.5,两个舱室通过共用的通风管道与大气连通。启动船内风机,即可将两个舱室放射性核素排出船外。

图1 舱室控制体节点划分

3 初始条件及事故进程

1)计算初始条件

严重事故初始事件为满功率运行的船用堆发生双端断裂大破口失水事故,冷却剂大量泄漏至堆舱。高温高压环境中,堆舱喷淋和应急排风系统无法投入,高低压安全注射系统能够正常投入[4~6]。

2)事故进程分析

0s时,主管道发生冷管端双端断裂大破口失水事故,冷却剂大量喷放到堆舱,堆芯水位骤然降低,导致燃料元件和包壳的温度迅速升高。4.0s时,包壳破损,开始气隙释放阶段;9.0s时,一回路低压停堆信号触发反应堆停堆,主泵转低速运行,主机速关;19.0s时,一台安全注射泵投入运行,开始向系统补水,而安注系统的投入会导致包壳与水的剧烈反应,产生大量氢气的同时,伴随大量释热;50.0s时,堆芯最高温度超过2308.0K(程序默认值)[7-8],堆芯开始熔化,早期压力容器内释放阶段开始;14053.0s时,安注系统水源耗尽,进入再循环堆芯冷却阶段,而堆芯补水保证了下封头和堆芯支撑结构的完整性,使事故始终处于压力容器内释放阶段;120000.0s时,计算结束。主要事故进程见表1。

4 舱室剂量分析

为了降低堆舱放射性核素泄漏至邻舱带来的危害,对比分析了通风系统投入时刻分别为事故发生后1min和10min对降低堆舱剂量的影响,从而为通风系统干预提供指导。

表1 主要事故进程

由图2和图3可见,Ⅰ舱和Ⅱ舱内的全身剂量值变化趋势一致,且通风系统投入越早,舱室内最高全身剂量值越低。对于Ⅰ舱,事故发生后1min投入通风系统,则舱室内最高全身剂量始终未超过剂量限值;事故后10min投入通风,187.5min时,全身剂量达到最大值,约等于全身剂量限值。对于Ⅱ舱,即使事故后10min投入通风,最高全身剂量也仅为剂量限值的0.7。

图2 Ⅰ舱全身剂量值

图3 Ⅱ舱全身剂量值

由图4和图5可见,Ⅰ舱和Ⅱ舱内的甲状腺剂量值变化趋势一致,且通风系统投入越早,舱室内最高全身剂量值越高。无论是事故后1min还是10min投入通风,Ⅰ舱和Ⅱ舱内的甲状腺剂量都远未达到剂量限值,最大值分别约为剂量限值的0.2和0.13。

图4 Ⅰ舱甲状腺剂量值

图5 Ⅱ舱甲状腺剂量值

5 大气扩散研究

5.1 释放份额及释热率

为了计算释放入大气的源项烟羽的抬升及扩散,对烟羽的释放阶段、释放份额及释热率进行了划分[9]。

1)释放阶段划分

根据上述MELCOR对全船断电事故计算的事故进程,将放射性核素的大气释放划分为3个阶段,如表2所示。

表2 源项释放阶段划分

2)释放份额及释热率计算

选取了对放射性后果起主要影响的惰性气体类、卤素类和碱金属类作为事故的源项进行分析,三类核素的代表核素分别为Xe、I和Cs。针对上述4个释放阶段划分的烟羽段,分别计算了各个烟羽段放射性核素的释放份额;并通过对烟羽段释放载热率的计算,便于MACCS计算烟羽释放后的抬升高度。见表3、表4。

表3 源项释放份额(%)

表4 烟羽段释热率(W)

5.2 放射性计算分析

分析投入全船通风系统后对事故海区污染的放射性后果,分别从不同的风速条件及不同的大气稳定度条件两个方面进行敏感性分析。为了便于确定船用堆海上核事故的重点剂量辐射区域,保守的选取风速为最小风速0.5m/s、大气稳定度为F类、风向不变。海上气象条件复杂,海面的风浪会将部分放射性物质卷入海水,保守假设海面风平浪静。海水下垫面条件,需屏蔽地面外照射,仅考虑烟云外照射和烟云吸入内照射[10]。海水下垫面的大气扩散参数高于陆地,本文仍然按照平坦地面的大气扩散参数进行研究,具有一定的保守性。

1)不同风速条件

分别选取风速为0.5m/s、4.0m/s及8.0m/s三种情况进行大气扩散分析。大气稳定度为F类、风向不变。保守假设海面风平浪静,海水下垫面条件仅需考虑烟云外照射和烟云吸入内照射。大气扩散参数按照平坦地面的大气扩散参数进行研究,具有一定的保守性。

结合图6、图7可见,在距离释放源50.0海里海域外,个人预期全身剂量及个人预期甲状腺剂量均降低至约0.0Sv。在50.0海里海域内,个人预期剂量随距离的增大而递减,且风速越小,预期剂量越大。预期剂量的最大值均出现在释放源[11~12]的位置。0.5m/s风速条件下,个人预期全身剂量最大值为0.0153Sv,个人预期甲状腺剂量最大值为0.0282Gy,分别为GB429-1988中规定的一次应急事件中船员全身受照剂量限值的6.12%和甲状腺剂量限值的5.64%,且事故海域的人员无需服用稳定碘。

2)不同稳定度条件

选取大气稳定度分别为不稳定、中性和稳定三种情况进行大气扩散分析,且风速为0.5m/s、风向不变。保守假设海面风平浪静,海水下垫面条件仅需考虑烟云外照射和烟云吸入内照射。大气扩散参数按照平坦地面的大气扩散参数进行研究,具有一定的保守性。

图6 不同风速条件下的预期全身剂量

图7 不同风速条件下的预期甲状腺剂量

结合图8、图9可见,预期剂量的最大值均出现在释放源的位置。在距离释放源50.0海里海域外,个人预期全身剂量及个人预期甲状腺剂量均降低至约0.0Sv。在50.0海里海域内,中性气象条件下,个人所受辐射照射的剂量较低,个人预期全身剂量和预期甲状腺剂量的最大值分别为7.31e-4Sv和0.00102Gy。

图8 不同稳定条件下的预期全身剂量

由图8可见,对于个人预期全身剂量,稳定和不稳定两种气象条件,剂量值随着距离的增大而减小,且稳定气象条件的剂量大于不稳定气象条件,所对应的最高个人预期剂量分别为0.0153Sv和0.00515Sv,二者分别为GB429-1988中规定的一次应急事件中船员全身受照剂量限值的6.12%和2.06%。

由图9可见,对于个人预期甲状腺剂量,稳定气象条件的剂量大于不稳定气象条件,所对应的最高个人预期剂量分别为0.0282Gy和0.0221Gy,二者分别为GB429-1988中规定的一次应急事件中船员甲状腺受照剂量限值的5.04%和4.42%。

图9 不同稳定条件下的预期甲状腺剂量

6 结语

分析研究了船用堆海上大破口失水事故通风系统的投入对船内外放射性后果影响,得出了以下结论:

1)前辅机舱剂量大于后辅机舱且变化趋势一致。为了保证堆舱邻舱的剂量辐射在剂量限值内,应于事故发生后10min内投入全船通风系统。若10min后投通风系统,应于全身剂量和甲状腺剂量达到剂量限值前及时采取防护措施。

2)假设海面风平浪静、大气扩散按平坦地形的扩散参数考虑,对放射性辐射后果的分析结果具有保守性。

3)预期剂量的最大值均出现在释放源的位置,且剂量值随距离的增大而递减,在距离释放源50.0海里海域外的人员不会受到任何剂量辐射危害。

4)风速越小,受到的辐射危害越大。稳定大气条件的辐射危害大于不稳定气象条件,在中性气象条件下,大破口失水事故几乎不会造成任何剂量后果。

5)0.5m/s的风速条件及稳定的气象条件造成的辐射危害最大,所造成的个人预期全身剂量和个人预期甲状腺剂量的最大值分别为GB429-1988中规定的一次应急事件中船员全身受照剂量限值的6.12%和甲状腺剂量限值的5.64%。大破口失水事故下,事故海域的人员无需服用稳定碘。

[1]林晓玲,孙培铨,张贵文,等.核舰船核事故舱室辐射后果评价研究[J].辐射防护,2002,22(2)81-86.

[2]杨洪禹.船用反应堆舱室剂量场分析程序研究与应用[D].哈尔滨:哈尔滨工程大学,2008.

[3]郭智荣,耿爱国.核动力船舶气载放射性物质的去除及效果分析[J].辐射防护,2004,24(1):43-45.

[4]朱继洲,著.核反应堆安全分析[M].西安:西安交通大学出版社,2004.

[5]陈航,张帆,晏峰,王坤.小型堆断电严重事故缓解措施分析[J]. 核动力工程,2015,36(2):62-65.

[6]张帆,陈航,张彦召,晏峰.船用堆破口叠加全船断电事故进程及后果研究[J].原子能科学技术,2015,49(1):115-120.

[7]谢仲生.反应堆物理分析[M].西安:西安交通大学出版社,2004.

[8]齐盼进,肖岷,孙吉亮,等.大亚湾核电站全场断电诱发的严重事故过程研究[J].核动力工程,2005,26(6):55-57.

[9]张兵.放射性物质大气弥散仿真研究[D].哈尔滨:哈尔滨工程大学,2004.

[10]Chanin D I ,M L Young. User's Guide,NUREG/CR-6613,Volume 1,Code Manual for MACCS2[R].Washington:U.S.Nuclear Regulatory Commission,1998.

[11]胡欢.核反应堆压力容器及制造[J].装备机械,2010,4:20-25.

[12]MELCOR computer code manuals,Vol.1:Primer and us⁃ers guides[R].US:Sandia National Laboratories,2000.

猜你喜欢

破口舱室限值
华龙一号蒸汽发生器传热管6mm破口事故放射性后果分析
基于二维布置图的三维舱室自动建模技术
舰炮弹药连续内爆对舱室毁伤效应的仿真分析
“新永安”号客滚船整体舱室空调系统设计
铅铋循环回路小破口事故计算模型研究1)
破口
锅炉受热面爆管原因分析及防范措施
链接:新GB1589出台后 货车尺寸限值有这些变化
2017年北京将实施“世界最严”锅炉排放标准
北京Ⅵ阶段重型发动机排放测试方法及限值对比分析