池式钠冷快堆放射性释放风险概率安全评价事件树分析

杨 鹏，喻 宏，胡文军

(中国原子能科学研究院，北京 102413)

核安全的根本目标是限制放射性的释放，保护人与环境免受放射性的危害[1]。福岛核事故后，我国核安全主管部门提出了对新建核电机组从设计上实际消除大量放射性物质释放的要求，同时明确了定量概率安全目标[2-3]。开展放射性释放风险概率安全评价(PSA)已成为未来新建核电的必然要求。

快堆是我国“压水堆-快堆-聚变堆”核能发展战略的重要一环，目前我国已建成首座池式钠冷实验快堆，正在积极推进示范快堆的设计与建造[4]。作为第4代先进核能系统的代表堆型之一，池式钠冷快堆在物理特性、系统设计和安全特点等方面与大规模商用压水堆有着显著差异，放射性释放机制也明显不同，国内还缺乏其放射性释放PSA的系统研究。作为放射性释放PSA分析的重要内容之一，事件树方法通过系统演绎分析，可确定放射性释放的序列及途径，是深入开展PSA分析的基础[5-6]。

本文以池式钠冷快堆为研究对象，结合其设计特点与严重事故现象，对其放射性释放的主要模式进行识别分析，进而构建分析池式钠冷快堆放射性释放PSA事件树。

1 池式钠冷快堆设计特征

1.1 基本设计

池式钠冷快堆采用金属钠作为冷却剂，系统通常是钠-钠-水的三回路设计，图1示出典型池式钠冷快堆示意图[7]。

池式钠冷快堆一回路为一体化结构布置，堆芯、泵、热交换器等部件浸在钠池中。在钠池的上方通常由惰性气体氩气覆盖，避免一回路钠与空气接触。堆容器上方为顶盖旋塞及泵、驱动机构、热交换器等贯穿件。

图1 典型池式钠冷快堆示意图

一回路的钠池分为冷池和热池两部分，冷池中的钠冷却剂通过一回路泵输送到堆芯，经堆芯加热后进入热池，流经中间热交换器而循环，二回路钠经过中间热交换器加热后传送到蒸汽发生器，将热量传递至三回路发电。一回路堆容器为主容器和保护容器两层结构，当主容器发生泄漏时，能保证堆芯始终在钠液面以下，保证一回路的钠装量。

1.2 安全特点

池式钠冷快堆安全特点与压水堆有很大不同，表1列出两种堆型安全特点比较。

与压水堆相比，池式钠冷快堆的安全特性主要有3个劣势：在池式钠冷快堆中，由于堆芯非最大反应性布置，当堆芯几何尺寸变得更加密集时，将会引入正的反应性，带来超临界的风险；在反应性反馈方面，小型钠冷快堆较小的堆芯尺寸有利于中子泄漏，所以钠密度减小及钠空泡的出现都会引入负反应性，但对于大型钠冷快堆，堆芯中部钠空泡反应性通常为正值，因此在出现钠空泡或失钠时，其反应性增加，带来了功率激增和超临界的风险；在化学效应方面，钠化学性质活泼，很容易和空气及水发生剧烈的放热化学反应，造成系统的升温升压。

表1 两种堆型安全特点比较

池式钠冷快堆的优势则在于其一回路运行在低压环境，堆容器承压低，破损泄漏的概率很小，其双层容器的设计也可确保主容器破坏情况下堆芯冷却剂的装量；另一方面，低压环境和一回路钠大于350 ℃的欠热度，使得其不会出现压水堆中的冷却剂喷放现象，事故工况下全堆芯钠沸腾可能性很小；在固有余热排出方面，池式钠冷快堆一回路冷却剂装量大，有很大的热惰性，可借助自然循环确保堆芯的冷却[8]。

2 放射性释放模式分析

2.1 放射性来源与包容边界

与水冷堆不同，池式钠冷快堆的放射性物质主要来源于3方面：1) 堆芯燃料及裂变产物；2) 一回路钠放射性同位素；3) 覆盖气体放射性同位素[9]。在钠冷快堆运行过程中受到中子活化的影响，一回路钠及覆盖气体将具有放射性。一回路钠的活化产物为24Na和22Na，其半衰期分别为15 h和2.6 a，如不发生燃料元件破损，在反应堆运行和停堆后约1周时间内，24Na是主要的放射性来源。在覆盖气体中，主要的放射性来源为23Ne，是23Na与中子活化的产物，其次为氩气被中子活化形成的41Ar。

对于上述放射性来源，池式钠冷快堆的包容边界主要有：1) 燃料元件包壳；2) 一回路压力边界；3) 安全壳系统。池式钠冷快堆包容边界列于表2。

在第2层包容层次中，一回路钠净化系统是与堆容器相连的在线净化系统，在反应堆运行时将堆容器中的钠引出净化，确保一回路钠纯度，对一回路放射性钠实现包容。

池式钠冷快堆安全壳设计不同于压水堆，通常为包容体的设计结构，设置了放射性包容小室来包容钠净化系统，通过事故通风和事故排烟等手段减少向环境的放射性排放，反应堆厂房是放射性包容的最后边界，其设计一般为低泄漏率密封结构[10]。

表2 池式钠冷快堆包容边界

2.2 严重事故现象

1) 堆芯解体事故

堆芯解体事故(CDA)是快堆堆芯严重事故关注的重点，也是与压水堆严重事故的显著区别之一[11-13]。在压水堆中，其堆芯损伤主要以堆芯熔化的形式发生，发展进程较为缓慢，时间尺度为小时量级。在钠冷快堆中，堆芯损伤除堆芯熔化，还可能由于熔融燃料聚集引入正反应性导致堆芯解体，事故进程为秒量级[13]。

CDA源于堆芯产热与释热持续的不平衡，造成不平衡的原因可能为超功率、失流、失热阱等事故瞬态。根据事故进程，CDA通常可分为3个阶段：初始阶段、过渡阶段和解体阶段。在初始阶段，由于堆芯热量产生和排出不平衡，燃料芯块、元件包壳和冷却剂温度升高，局部冷却剂沸腾，燃料或包壳开始熔化。该阶段堆芯反应性由燃料的多普勒效应、堆芯的热膨胀效应及钠空泡等多种现象共同决定。反应堆若在此阶段实现永久性的中子学停堆，堆芯几何将保持完整，事故发展终止；但如果没有引入足够的负反馈终止事故，更多堆芯燃料和包壳可能熔化，事故进入过渡阶段。在过渡阶段，大量组件熔穿盒壁，堆芯原始几何遭到严重破坏，熔融燃料在重力和向上流动的冷却剂共同作用下沿径向传播，由于冷池钠对堆芯熔融物的冷却，冷却剂流道可能堵塞，堆芯熔融物开始聚集并形成一定规模的熔融池。在此阶段，反应性变化主要由燃料的运动决定，如果熔融燃料聚集，将引入正反应性，导致功率激增，带来瞬时能量释放，堆芯解体。堆芯解体阶段，由于堆芯压力升高，压力梯度迫使堆芯解体，堆芯燃料膨胀，解体运动降低了材料密度引入负反馈，使堆芯变为足够次临界的状态，最终实现中子学停堆。

堆芯损伤的情景下，堆容器结构完整性可能受能量释放事件或熔融物热冲击的挑战。在CDA情况下，超临界能量释放使燃料气化升压，燃料冷却剂作用也可能使钠气化，高温高压气体向上膨胀，推动其上部的钠团加速运动，钠团与堆容器顶部接触时，其将动能传给顶盖，压力冲击最终可能导致顶盖的密封性或完整性丧失[14]。另一方面，随事故进程的发展，堆芯熔融物如果得不到足够冷却，可能一直熔化并向堆容器底部跌落，堆容器下封头受热冲击结构失效。

2) 钠火事故

金属钠极易在空气环境中燃烧，形成Na2O和Na2O2气溶胶，其与空气的反应如下：

金属钠还极易和水发生反应，当热钠与混凝土接触时，混凝土中的水可被蒸发释放，与钠反应。钠与水的反应如下：

钠火、钠水反应都是剧烈的放热化学反应，其热力学后果表现为发生钠火房间的温度和压力升高，随房间混凝土结构温度升高，可能危及房间内的安全设备和系统及建筑结构的安全[10]。

2.3 大量放射性释放模式

根据池式钠冷快堆放射性来源、包容边界及重要的严重事故现象，可得到其大量放射性释放的主要模式，如图2所示。

在堆容器位置，有两种主要的大量放射性释放模式：1) 由于堆芯损伤，燃料密集引起超临界能量释放事件，使得堆容器顶部密封失效或结构完整性丧失；2) 堆芯熔融物如果得不到足够的冷却，则可能熔穿堆容器下封头，或由于一回路钠温度过高，热蠕变造成容器结构失效，堆芯熔融物及一回路钠进入堆坑。考虑到堆容器完整性丧失后，一回路钠进入厂房大厅或堆坑会发生钠火，以及安全壳的泄漏率，保守假设可将上述两种模式的释放作为大量放射性释放处理。在一回路钠净化系统中，其放射性释放的主要模式取决于包容小室安全功能的执行状态，如果发生钠火事故时事故探测系统失效，或正常通风未成功切换，放射性钠气溶胶直接排放入环境，其放射性释放量由燃烧的一回路钠决定。

图2 池式钠冷快堆大量放射性释放模式

根据池式钠冷快堆安全特点及放射性释放的模式，可确定放射性释放PSA分析终态(表3)。

3 放射性释放PSA事件树构建

3.1 安全系统与事故缓解措施

为构建池式钠冷快堆放射性释放事件树，表4列出确保堆芯安全和缓解严重事故后果的主要安全系统。基于这些安全系统和严重事故现象，可构建堆容器和一回路钠净化系统两个位置的放射性释放PSA事件树。

3.2 堆容器放射性释放事件树

根据确定的放射性模式，可构建堆容器放射性释放事件树，如图3所示。

在堆容器的放射性释放中，其发展进程主要分为两个阶段，在引起电厂扰动的始发事件发生后，电厂安全功能进行响应，主要包括停堆系统和热排出系统，分别实现反应性控制和确保堆芯冷却两大功能。如果安全系统响应失败，堆芯发生损伤，则进入堆芯响应阶段，根据熔融燃料的行为，如果发生燃料密集，损伤堆芯可能造成堆容器顶部完整性丧失的能量释放事件。如果堆容器顶部未失效，则主要关注熔融物是否能得到长时冷却。根据堆容器放射性释放事件树，其造成放射性释放的序列分析列于表5。

表3 池式钠冷快堆放射性释放终态分类

表4 池式钠冷快堆主要安全系统与功能

图3 堆容器放射性释放事件树

表5 堆容器放射性释放序列分析

3.3 一回路钠净化系统释放事件树

在一回路钠净化系统中，通常会设置钠泄漏和钠火探测报警装置，在探测到该类事故后，系统将自动关闭与堆容器连接的截止阀，防止钠大量泄漏，并将系统的正常通风切换至事故排烟，将放射性钠气溶胶经事故排烟系统过滤后再排放至大气。根据事故报警和通风系统状态的组合，可得到钠净化系统放射性释放的序列，其放射性释放事件树如图4所示。

根据构建的事件树，一回路钠净化系统主要包含了5个放射性释放序列，其释放模式分为直接排放和过滤失效释放，放射性释放序列分析列于表6。

图4 钠净化系统放射性释放事件树

表6 一回路钠净化系统放射性释放序列分析

4 结论

本文结合池式钠冷快堆设计和安全特点，对其放射性来源、包容边界及破坏包容边界完整性的严重事故进行了分析，确定了池式钠冷快堆大量放射性释放的两个位置，即堆容器和与之相连接的一回路钠净化系统。堆容器的放射性释放主要由损伤的堆芯是否发生能量释放事件、堆芯熔融物能否得到长时冷却决定；一回路钠净化系统放射性钠气溶胶释放主要由包容系统的正常通风、事故排烟能否成功切换决定。根据池式钠冷快堆放射性释放模式，分别对堆容器和钠净化系统构建了放射性释放事件树，并对释放序列进行了初步分析。本文根据池式钠冷快堆安全特点所建立的放射性释放事件树具有一般性，对于特定的池式钠冷快堆，可基于本文的事件树模型确定成功准则，通过故障树、严重事故等分析实现放射性释放序列的定量化。