压水堆释放源项快速估算程序开发

冯宗洋，张建岗，杨亚鹏，贾林胜，王任泽，王 宁

(中国辐射防护研究院，太原 030006)

1 事故释放源项

本文估算的源项是指反应堆发生事故后释放到环境中的气载放射性物质的特征，包括释放量、释放时序[1]。核电厂事故堆芯裂变产物向环境释放通常包括五个阶段：冷却剂释放、气隙释放、压力容器内早期释放、压力容器释放、压力容器外部释放[2]。在事故应急工况，尤其是发生堆芯裸露，堆芯衰变热得不到及时排出，温度达到包壳熔点(确定性分析中定义包壳峰值温度达到1 024 ℃)后堆芯将发生损伤，此时包壳发生破裂完整性丧失称为包壳失效，若温度继续升高，达到燃料熔点后，燃料发生熔化，即发生了堆芯熔化。在NUREG-2122[2]中将导致堆芯释放出能够给工作人员健康造成影响的损伤定义为堆芯损伤。冷却剂中的积存量相对堆芯释放来说太小，在估算释放源项时可不予考虑。

根据《轻水堆核电厂事故释放源项(NUREG-1465)》[3]事故释放源项估算主要包括54种对辐射照射有重要贡献的放射性核素，这些核素根据其挥发性、化学相似性分为8个组。同时NUREG-1465也给出了不同事故释放阶段堆芯裂变产物释放到安全壳的份额，列于表1。

表1 PWR 裂变产物分组及向安全壳释放份额[2]Tab.1 Radionuclide groups and release fraction into containment[2]

2 估算方法

2.1 源项计算的基本步骤

源项估算的主要思想是根据核电厂防止放射性释放纵深防御三道屏障和事故条件下可能释放的途径，将电厂分为若干的隔间，然后根据工况条件计算放射性核素在这些隔间的转移过程，得到最终释放到环境的气载放射性核素。计算时按照特定时间步长计算从电厂设施内向环境的释放源项，如通常采用的15分钟步长。释放源项估算的基本步骤如下：

(1)分析电厂事故工况，确定堆芯损伤状态(无损伤、包壳失效、堆芯熔化)、堆芯损伤份额、主要释放的核素；

(2)估算放射性核素的积存量和释放份额；

(3)根据工况条件确定释放途径，并确定不同核素在相应释放途径的减弱机制，如安全壳内喷淋、自然沉降、管道沉积、通风过滤、衰变等；

(4)根据开始释放时间和用户定义源项估算步长，计算每一释放时段内向环境释放的核素种类和活度。

表2给出了7种源项估算方法要考虑的释放途径。

表2 PWR 源项估算方法与释放途径[2]Tab.2 Methods of estimating source terms and release pathways[2]

表3给出了核电厂源项估算常用减弱机制和减弱因子,表中减弱机制没有考虑核素的衰变，同样表中的减弱机制和减弱因子只适用于非惰性气体核素。不同源项计算方法是否考虑核素衰变修正的情况汇总列于表4。

表3 核电厂源项估算减弱因子汇总表[3]Tab.3 Summary of nuclear power plant reduction factor[3]

表4 不同源项计算方法对应的核素衰变修正Tab.4 Correction of nuclide decay corresponding to different source term estimation methods

事故条件下，尤其是事故早期，NPP工况条件可能很复杂，可用的数据有限，而源项估算却是急迫的，采用精确的、机理性的方法去估算源项是十分不现实的。采用经验的、快速的估算方法是相对合理的，下面章节对7种实用的核电厂事故释放源项快速估算方法进行简要介绍。

2.2 基于堆芯裸露时间估算源项

利用堆芯裸露时间与堆芯状态对应关系估算释放源项是严重事故源项估算常用方法，如大LOCA事故，基本步骤包括堆芯积存量估算、释放份额确定、释放途径及释放过程中核素减弱计算。堆芯积存量估算要考虑的反应堆类型、燃耗、功率水平、换料及运行历史等多个方面因素；释放份额要考虑堆芯损伤状态、份额、事故发展的过程，估算堆芯释放份额首先需要明确真实事故序列更贴近冷却剂丧失事故(LOCA)序列还是长期全厂断电(LTSBO)事故序列[5]，然后利用表5和表6给出的损伤状态和堆芯再淹没时间关系数据确定损伤份额，最后根据表1中的释放份额估算堆芯核素释放份额；基于堆芯裸露时间源项估算方法的释放途径通常要考虑安全壳泄漏、蒸汽发生器传管破裂(SGTR)和安全壳旁通。

表5 LTSBO-PWR堆芯损伤状态与恢复淹没时间关系[5]Tab.5 LTSBO-PWR relationship between core damage state and core recovered time

表6 LOCA-PWR损伤状态和堆芯恢复淹没时间关系[5]Tab.6 LOCA-PWR relationship between core damage state and core recovered time

2.3 基于堆芯损伤状态估算源项

事故条件下，通过堆芯出口温度、压力容器水位、安全壳氢气浓度等监测参数可以估算堆芯的损伤状态，进而用来估算释放源项，这种方法主要适用于堆芯没有发生熔化的状态，如堆芯无损伤、尖峰释放、包壳失效等工况。对于无损伤工况主要指正常运行阶段堆芯冷却剂内累积的放射性核素向环境的释放；尖峰释放要考虑尖峰的大小，通常用尖峰因子来表征，冷却剂中受尖峰影响明显的是碘和铯，这两种元素在冷却剂中的浓度估算方法采用正常运行浓度乘以尖峰因子。

2.4 基于安全壳辐射水平估算源项

发生大LOCA事故后，冷却剂或堆芯释放的放射性核素将释放到安全壳，安全壳辐射水平会显著上升，根据事故后安全壳辐射水平估算释放源项需要3个步骤：

首先是根据辐射水平、喷淋状态等条件估算堆芯损伤状态，并确定堆芯释放份额；接下来估算释放到安全壳内的核素的量；最后估算从安全壳泄漏到环境的放射性核素的量。

安全壳辐射水平与堆芯发生1%损伤的对应关系可以用指数衰减的函数表示[5]：

1%MR=a×e-bt

(1)

其中，1%MR：堆芯发生1%熔化时安全壳的辐射水平,Gy/h；a为刻度系数，单位为Gy/h；b为刻度系数，单位为1/h；t为停堆后的时间，h。表7给出了刻度系数a和b的取值。

表7 安全壳辐射监测计对数内插或外推参数值[5]Tab.7 Containment radiation monitor reading interpolation/extrapolation parameter values

根据安全壳实时辐射水平判断堆芯状态的公式如下：

(2)

其中，DF为辐射水平比值，无量纲；MR为安全壳辐射水平，Gy/h。根据式(1)、(2)和表1估算释放到安全壳内的核素积存量。

如果利用上式计算DF大于等于1，那么堆芯的损伤状态判定为堆芯熔化，堆芯熔化的份额上限为100%；如果如果利用上式计算所得的DF小于1，堆芯损伤状态判定为包壳失效。

2.5 基于冷却剂取样估算源项

在堆芯发生显著损伤后有较多的放射性物质释放到冷却剂，事故后冷却剂采样分析结果也可以作为源项估算的一种方法。事故响应阶段或回顾性评价阶段，冷却剂取样浓度可以用于估算冷却剂泄漏时释放源项，基本步骤为：

(1)获取冷却剂取样浓度，并估算开始释放时冷却剂的浓度；

(2)计算每一释放时段冷却剂核素泄漏量和减少量；

(3)计算每一释放时段向环境的释放量。

2.6 基于安全壳空气取样估算源项

安全壳是核电厂防止大量放射性核素释放的重要屏障，若事故阶段堆芯及一回路放射性释放到安全壳，并且安全壳受高温、高压影响密封性能下降，放射性核素可能释放到环境中。利用事故后取样结果估算释放源项的步骤包括：

(1)获取安全壳取样浓度和积存量；

(2)估算安全壳减弱因子，如喷淋、自然沉降、衰变等；

(3)估算经安全壳向环境释放的量。

2.7 基于流出物核素释放速率或浓度估算源项

流出物中核素释放速率或释放浓度通常通过实验室取样分析得到。基于流出物释放速率或浓度估算源项，不考虑释放减弱机制的影响，如过滤等。

单释放时段向环境释放量计算公式为：

(3)

式中，Ii(ΔT)为单释放时段核素i环境释放量，Bq；Ri(t)为流出物中核素释放速率，Bq/s；ΔT为单释放步释放时长，s。

ΔT足够小或释放速率不变时：

Ii(ΔT)=Ri(t)×ΔT

(4)

已知流出物释放浓度(Bq/m3)和流出物排放流量(m3/h)，那么核素释放速率为：

Ri(t)=Ci(t)×FStack(t)

(5)

式中，Ci(t)为流出物中核素i的浓度，Bq/m3；FStack(t)为烟囱排放流量，m3/s。

2.8 基于流出混合物监测估算源项

核电厂气载流出物一般可分为三类：惰性气体、碘和气溶胶，在烟囱排放系统通常安装有监测或取样系统，用于监测和控制向环境的排放，监测和取样结果同样可以用于事故释放源项估算。

排放时，反应堆是否停堆，开始释放时间、取样或监测时间都影响释放核素的量和组份，通常分为3种情形[3]：

(1) 若释放期间，反应堆没有停堆，碘、惰性气体和气溶胶中的核素比例和反应堆堆芯积存量保持一致。单个核素的释放速率为该类核素释放总速率乘以核素份额。

(2)若流出物开始排放时间早于停堆时间，那么整个释放过程分为两个阶段：停堆前释放和停堆后释放。停堆前释放阶段核素活度份额和停堆时刻堆芯积存量计算结果中的核素份额保持一致，停堆后的份额需要考虑核素衰变的影响。若取样是在停堆之后，停堆之前阶段的释放速率要考虑到核素衰变修正。

(3)若流出物排放在停堆之后，核素取样或监测结果在开始释放之后，首先要计算取样时刻流出物中核素的活度份额，然后根据衰变计算开始释放时刻的释放速率，最后计算每一释放时间步长内的释放速率。

3 程序开发

3.1 开发概况

程序开发平台采用Visual Studio 2010，采用C++程序语言进行开发。程序为单机版程序,计算时间小于1 min。图1和图2给出了两个计算参数输入界面。

图1 核电厂基本参数输入界面Fig.1 Input Interface of Basic Parameters of NPP

图2 源项估算方法选择界面Fig.2 Option of Methods of Estimating Source Term

3.2 典型结果与分析

这里对比分析了利用本程序和美国NRC RASCAL4.2计算15分钟堆芯裸露时间导致的释放源项结果。两种程序的释放源项包含有22种相同核素,最大偏差核素为Xe-138,相对偏差不超过1%。表8为主要的输入参数。表9 给出了计算结果对比情况。

表8 15分钟堆芯裸露时间源项估算主要输入参数Tab.8 Main input parameters used to estimate source term for reactor core uncovered for 15 minutes

表9 15分钟堆芯裸露安全壳泄漏释放源项计算主要结果对比Tab.9 Results of source term for reactor core uncovered for 15 minutes

4 结论

本文简要介绍了反应堆事故条件下7种常用的源项估算方法，这些方法和美国NRC RASCAL软件相似。开发了相应的源项估算程序，其计算结果也与美国NRC结果非常接近。

本程序中的7种源项估算方法均适用于M310反应堆，能够快速计算事故释放源项，为反应堆事故应急响应过程中的环境辐射后果评价、应急决策和防护行动建议提供基本的参考数据，对于具有堆腔注水冷却系统、双层安全壳、安全壳过滤排放系统等设计特点的三代反应堆其适用性还需要进一步研究。国内反应堆机组类型较多，每一种机组其设计特征不同，很难建立起一个统一的标准方法，应该根据各种机组的特点开展源项估算方法和程序研究，这对提高核电厂应急准备与响应具有重要的意义。