压水堆破口事故下裂变产物源项释放及衰变热分析

袁显宝 彭珏钦 张彬航 毛璋亮 唐海波 魏靖宇 周建军

1（三峡大学 理学院 宜昌 443002）

2（三峡大学 机械与动力学院 宜昌 443002）

3（三峡大学 湖北省水电机械设备设计与维护重点实验室 宜昌 443002）

核电厂发生严重事故时，堆芯结构熔化会导致裂变产物将不再留存于燃料中，大量放射性物质从一回路迁移安全壳内［1］。反应堆严重事故的特殊性在于放射性物质潜在释放和引起的辐射后果。因此，一旦安全壳超压失效，放射性裂变产物可能排放到周围环境，并会对环境造成严重污染［2］，分析裂变产物源项释放是事故条件下核电厂风险分析的重要问题。Phebus-FP实验［3］覆盖了所有事故工况，该实验将900 MW核电厂进行1:5000比例还原，对反应堆条件下由堆芯到熔融物过程模拟，重点评估堆芯融化过程中放射性裂变产物在一回路和安全壳的行为。Ahn等［4］使用MAAP和MELCOR软件对APR1400压水堆建模，评估蒸汽发生器传热管破裂事故期间所释放源项引发的整体响应及缓解措施对事故演变相关现象。Mao等［5］通过CORSOR系列释放模型对小型压水堆不同模型源项差异对事故进程、核素总量及对压力容器内衰变热展开研究。佟立丽等［6］模拟百万千瓦级压水堆模型进行事故分析，对出现的早、中、晚期失效三种释放情况进行分析，对比了各类裂变产物的释放机理和迁移特性。Lorenz等［7］总结了Oak Ridge National Laboratory VI测试系列的裂变产品释放数据，并与法国类似系列测试的释放结果进行比较，提出了一种改进裂变产物释放模型——CORSOR-O模型。尤伟等［8］基于ASTEC程序对反应堆喷淋程序进行模拟，分析得出将NaOH连同喷淋水一并排入安全壳不仅显著降低安全壳压力，同时也可使绝大部分放射性裂变产物存留于安全壳内。目前，大部分源项释放的研究都是关于“分数释放”模型的CORSOR系列，对放射性核素的分析大多数都是释放总量且极少考虑到累积释放量对衰变热和事故进程的影响。

研究结果表明，采用不同的源项释放模型，将导致裂变产物计算方法变化，使得最终严重事故进程和释放份额也存在差异。CORSOR-M和CORSORO模型皆为“分数释放”模型，不足之处在于它们没有考虑燃料形态对裂变产物释放的影响，用这种方法计算的释放量过高估计了长时间加热或大分数释放的释放量。ORNL-BOOTH模型利用经典单原子扩散方程构建“扩散释放”模型，根据每种核素类氧化或还原燃料条件和包壳氧化程度进行计算，定义了不同情况下核素释放方式，考虑了燃料颗粒表面面积于源项扩散的影响。

本文基于一体化严重事故分析程序，通过模拟百万千瓦级压水堆核电厂一回路系统热管段出现破口失水且高、低压安注失效的事故，对不同释放模型下放射性源项释放特性及衰变热进行研究。计算结果可以预测高温熔堆后源项释放过程及评估整个事故发展方向，为后续制定核应急措施选择合适的源项释放模型提供理论依据。通过分析压力容器内和压力容器外的释放量及源项产生的衰变热，进一步探究事故发生后保持安全壳完整性的缓解措施。

1 理论计算模型

1.1 压水堆核电厂建模

本文基于集总参数法分析软件为主要软件［9］，目前，广泛用于核电站的安全评价，可以模拟热工水力与裂变产物行为的一体化严重事故分析程序，由此针对CPR1000机组核电厂为研究对象［10］，堆芯额定总功率2895 MW，满功率运行，核燃料燃耗深度33000 MW·(d·tU)-1，堆芯进出口温度为565.55 K和602.95 K。利用集总参数法分析程序MAAP［10］，模拟事故下热工水力与裂变产物释放的整个过程。系统一回路采用两个环路模拟，以反应堆压力容器为中心作辐射状分布，事故出现的环路为破损环路，且破口环路上有稳压器；未出现事故的环路为完好环路。简化后一回路系统如图1所示，共划分为14个节点。

图1 一回路系统节点图1. 堆芯，2. 上腔室，3. 破损热段，4、10. 蒸汽发生器热段传热管，5、11. 蒸汽发生器冷段传热管，6、12. 中间段，7、13. 完好冷段，8. 下腔室，9 .未破损热段，14. 压力容器顶盖Fig.1 Nodalization of primary loop system1. Core, 2. Upper plenum, 3. Broken hot leg, 4,10. Hot leg steam generator shell, 5,11. Cold leg steam generator shell,6,12. Intermediate leg, 7,13. Cold leg, 8. Downcomer,9. Unbroken hot leg, 14. Reactor dome

图2为核电站最外层的一道屏障安全壳，划分为一定数量的隔间，隔间通过流道连接。1～5分别为堆坑、下部隔间、上部隔间、环形隔间和外部环境。

图2 安全壳节点划分图1. 堆坑，2. 下部隔间，3. 上部隔间，4. 环形隔间，5. 外部环境Fig.2 Nodal division of containment1. Cavity, 2. Lower compartment, 3. Upper compartment,4. Annular compartment, 5. External environment

1.2 裂变产物源项释放模型

CORSOR-M和CORSOR-O模型都属于“分数释放”模型，存在一个不足是它们没有考虑燃料形态对裂变产物释放的影响，用这种方法计算的释放量过高估计了长时间加热或大分数释放的释放量；ORNL-BOOTH模型作为一种“扩散释放”模型，根据每种核类氧化或还原燃料条件和包壳氧化程度都有一个相应的相对扩散系数乘数，三种模型的主要计算机理如下。

1.2.1 CORSOR-M释放模型

CORSOR-M释放模型［11］是基于阿伦尼乌斯定律的经验模型，模型中使用的不同常数都是根据经验而定，以分数释放率的形式呈现，该方程定义如下：

式中：K（T）是温度T（单位K）下的分数释放率，min-1；Kφ是修正系数，min-1；Q是理想气体下活化能值为55 kcal·mol-1；通用气体常数R的值为1.987×10-3kcal·(mol·K)-1。

1.2.2 CORSOR-O释放模型

CORSOR-O释放模型［7］是由ORNL提出的分数释放率模型，是以CORSOR-M模型为基础的修改版，多项实验所获得的各种裂变产物释放数据为基础，核素释放速率发生显著变化。对于特定元素，不同裂变产物组族都有一个释放率乘数CK。方程形式如下：

式中：CK是释放率乘数，min-1；Ko是裂变产物释放率系数，min-1。

1.2.3 ORNL-BOOTH释放模型

ORNL-BOOTH模型［7］是利用经典单原子扩散方程，基于不同实验裂变产物释放数据的扩散系数得出的扩散裂变产物释放模型。ORNL-BOOTH模型中的扩散系数定义为：

式中：D表示扩散系数，cm2·s-1；Do表示乘数等于0.01 cm2·s-1；Q表示活化能，等于91 kcal·mol-1。

RD表示各种元素的相对扩散系数乘数，其值取决于氧化或还原燃料条件和包壳氧化程度。ik是第ik组裂变产物，对于每一时步气流中氢气的摩尔分数fH2利用线性插值根据氢气摩尔分数计算实际比率乘数。假设100%氢气表示还原燃料条件，0%氢气表示初始或氧化燃料条件。因此，RD函数形式如下：

计算释放分数，对于特定扩散系数，使用以下方程计算释放分数。对于较小的释放量时，即0.1547时，

式中：F为释放分数；D是式（3）得到的扩散系数，cm2·s-1；a是测量时初始晶粒半径，cm；t是时间，s。

1.3 计算流程和模型验证

本文程序的计算流程如图3所示，包括输入输出模块、求解模块、现象模块和逻辑模块，可以模拟压水堆核电站大部分事故。第一个模块是参数文件，输入输出模块包含运行参数的设定以及所需的事故信息的输出文件；求解模块主要是对裂变产物释放方程和热工水力平衡方程进行求解，而现象模块对其求解过程产生的信息进行打印并更新；最后的逻辑控制模块在严重事故发生进入时间步后，是否开启缓解措施及是否跳出循环做一个积分控制。

图3 程序计算流程图Fig.3 Flow chart of program calculation

为了验证模型的准确性，选取三种模型对比电厂建模主要运行参数与实际运行参数［12］，运行结果无明显差别，以ORNL-BOOTH模型为例，稳态参数如表1所示。经对比分析表明，各运行参数随时间变化在较小区间范围内波动，建模参数值与稳态运行值误差在允许范围之内。

表1 稳态运行参数对比Table 1 Comparison of steady state operating parameters

进一步验证瞬态事故分析的可靠性，在稳态过程验证的基础上，对所建模型瞬态过程进行计算，测试分析的结果如图4所示。事故刚发生，全场失去交流直流电，一回路流量迅速下降，在40 s内降至400 kg·s-1，由于仿真程序没有考虑到冷却剂主泵存在惰转，建模模拟停堆后的一回路流量比测试报告快，但流量曲线趋于一致，模型与设计参数吻合较好，可以应用事故分析计算。

图4 一回路流量Fig.4 Flux of reactor primary loop

2 事故假设与源项分类

2.1 裂变产物分组

将安全壳隔间内核素根据化学和输运特征将其分为13个组族［10］，如表2所示。惰性气体是第1组分，挥发性裂变产物为2、3、6和11组分，非挥发性裂变产物为4、5、7、8、9、10组分。第12组分是以UO2为代表剩余燃料的铀和超铀元素类，第13组分为以Ag为代表的控制棒材料，包含Cd、In、Ag、Sn、Mn等。

表2 裂变产物分组Table 2 Grouping of fission products

2.2 事故假设

对一回路系统热管段破口失水进行事故简化，做出以下事故假设：1）0 s时破口事故发生，严重事故运行时间为300000 s；2）破口位置为热段3，破口直径为10 cm，破口高度（距压力容器底部）为8.09 m；3）事故发生后高压安注、低压安注、安全壳喷淋全部失效；4）当堆芯出口温度超过923.15 K时，全部的稳压器安全阀开启；当换料水箱水位低于2.70 m限值时，开启循环泵。

3 计算结果与分析

3.1 事故进程

计算所得事故序列如表3所示。事故发生时一回路出现破口，反应堆的主冷却剂泵突然跳闸并被迫以低速运转，从而在26.76 s产生紧急停堆信号。随着主冷却剂持续减少，水位急速下降，反应堆堆芯在事故发生698.52 s后出现裸露。高压安注、低压安注、安全壳喷淋等能动设备均设置不能运行，堆芯内燃料温度升高无法保持冷却，堆内支撑结构出现大面积熔化。同一事故下，不同释放模型由于释放率不同，CORSOR-M模型、CORSOR-O模型和ORNL-BOOTH模型如图5所示，分别在5925.10 s、5887.01 s、5908.32 s时堆芯熔融物融穿支撑结构进入压力容器下腔室，此时堆芯滞留的熔融物质量大幅度减少。

表3 事故序列（s）Table 3 Accident sequence (s)

图5 压力容器内熔融物质量Fig.5 Mass of molten material in pressure vessel

随着冷却剂不断流失，当事故进行到11156.59 s、11189.84 s、11105.06 s时熔融物热量无法被及时带走，导致压力容器熔穿失效，下封头内的熔融物开始向堆坑迁移，滞留在下腔室内熔融物质量急剧降低。熔融物落入堆坑后会继续产生气体且余温对安全壳持续加热，使得安全壳压力如图6所示持续升高，CORSOR-O模型作为“分数释放”模型，过高估计了长时间加热和大分数释放的释放量，从而导致该模型下压力升高最快，安全壳的失效发生在187168.50 s，而“扩散释放”的ORNL-BOOTH模型基于燃料元件尺寸和颗粒分布的扩散方程进行计算，压力容器内源项释放量更少，事故进程相对较慢，故最终在227022.32 s安全壳才发生超压失效，远晚于其他两种模型。

图6 安全壳压力变化曲线Fig.6 Pressure variation curve of containment

3.2 不同模型源项释放分析

当燃料包壳表面温度超过900 ℃，源项开始释放。随着温度的上升，释放量逐渐增加，反应堆在破口事故情况下除少量挥发性裂变产物会被释放到周围环境，大部分高放射性核素保留在堆芯熔融物和燃料碎片中。放射性核素在事故中释放，包括压力容器内释放和压力容器外释放［13］。当反应堆压力容器（Reactor Pressure Vessel，RPV）维持完整性时，应保持压力容器内释放，主要发生在堆芯熔化过程中；当RPV失效后，裂变产物加速在压力容器外释放，主要发生在堆坑混凝土和堆芯熔融物之间相互作用过程中。

三种模型下源项计算在压力容器内释放质量如图7所示，由图7分析可以看出，11种组分释放质量不同，释放占比最多为Xe和Kr组成的裂变气体类。大部分的裂变气体都在压力容器内释放，且从堆芯开始熔化到压力容器熔穿前释放完成。其次，源项释放质量较气体稍小的是CsOH和RbOH，是由与I元素结合后剩余的Cs和Ru与碱性冷却剂形成的。MoO2是一种不溶于水和碱的挥发性裂变产物，CORSOR-M模型中未考虑其释放份额，而在CORSOR-O和ORNL-BOOTH计算结果中均存在明显的释放，且在CORSOR-O模型中存在大量释放，直至计算结束释放质量达到了171.68 kg。TeO2在三种释放模型下释放质量均为0 kg，原因是所考虑的碲元素在压力容器内均以Te2的形式释放，未与蒸汽形成氧化物。

图7 压力容器内裂变产物源项释放质量 (a) CORSOR-M模型，(b) CORSOR-O模型，(c) ORNL-BOOTH模型Fig.7 Mass released from fission product source term in-vessel(a) CORSOR-M model, (b) CORSOR-O model, (c) ORNL-BOOTH model

CORSOR-M、CORSOR-O和ORNL-BOOTH三种释放模型下在压力容器内释放最终质量分别为211.27 kg、205.98 kg和191.02 kg。CORSOR-M计算模型中，考虑元素较少，对于TeO2、MoO2和镧系元素La2O3等都未考虑在内，释放量均为0 kg；CORSORO模型考虑到了化合物MoO2，且压力容器内释放量最多达到171.68 kg，超过ORNL-BOOTH模型的36.78 kg；ORNL-BOOTH模型基于“单原子扩散”方程计算，较前两者相比释放总量有所减少，但考虑裂变产物种类更加全面，安全壳失效时间最晚。

严重事故的进展会导致堆芯熔融物最终掉落到堆坑，熔融堆碎片与堆腔混凝土相互作用仍会导致裂变产物释放［14］，图8是裂变产物在压力容器外释放质量曲线。从三种模型整体上看，裂变产物压力容器外的快速释放发生在RPV失效后10000 s内，之后便趋于稳定，相较于压力容器内各组分释放份额明显减少。CORSOR-M模型中释放量前三的裂变产物从多到少分别为CsOH、CeO2、TeO2，CORSOR-O模型中释放量前三的裂变产物从多到少分别为CsOH、TeO2、CeO2，ORNL-BOOTH模型中释放量前三的裂变产物从多到少分别为CsOH、TeO2、CsI。

图8 压力容器外裂变产物源项释放质量 (a) CORSOR-M模型，(b) CORSOR-O模型，(c) ORNL-BOOTH模型Fig.8 Masses released from fission product source terms ex-vessel(a) CORSOR-M model, (b) CORSOR-O model, (c) ORNL-BOOTH model

TeO2的释放未发生在压力容器内，在压力容器外与蒸汽形成了氧化物，三种情况下分别释出4.70 kg、3.87 kg和17.45 kg。当压力容器失效以后，CORSOR-M、CORSOR-O、ORNL-BOOTH三类模型各源项组分均在安全壳内压力容器外开始释放，ORNL-BOOTH模型由于采用扩散模型，在压力容器破口周围分布更多，堆坑中释放量最大，总量约53.88 kg；释放量最少的是在CORSOR-O模型，仅为24.51 kg；介于二者之间的为CORSOR-M模型。

3.3 喷淋系统对源项释放影响

严重事故工况下，为了维护安全壳完整性，当安全壳压力达到极限值时，开启安全壳喷淋系统降低安全壳压力并带出衰变热。表4为三种释放模型事故进程，事故进行到724.43 s时安全壳喷淋开启，由于不同模型释放速率不同，导致安全壳内环境变化不同，如图9、10所示，CORSOR-M、CORSOR-O和ORNL-BOOTH三种模型下封头失效时间较没有喷淋作用时分别推迟了178.88 s、117.82 s和93.54 s，压力容器内熔融物质量随着压力容器失效落入安全壳内。喷淋系统的开启显著降低安全壳内压力，相较未开启喷淋下安全壳内压力始终未达到极限值，直至计算结束三种情况下的安全壳均保持完整性。

表4 事故序列（s）Table 4 Accident sequence (s)

图9 喷淋开启压力容器内熔融物质量Fig.9 Spray-on mass of molten material in pressure vessel

图10 喷淋开启安全壳压力变化曲线Fig.10 Spray-on containment pressure change curve

3.3.1 安全壳内悬浮的碘化物

当堆芯开始熔化，释放出来的I元素更易与碱性核素Cs结合形成强挥发性裂变产物CsI，并以气溶胶或气体的形式从一回路释放到安全壳内。图11为安全壳内悬浮碘化物质量，起始时刻，CsI质量骤升，CORSOR-M、CORSOR-O、ORNL-BOOTH三种释放模型下安全壳内悬浮碘化物CsI分别在5404.54 s、5614.54 s和5450.34 s达到最大，质量为16.60 kg、13.43 kg和14.01 kg。随着压力容器失效裂变产物落入安全壳内，使得安全壳内碘化物质量再次小幅度上升达到1.66 kg、2.70 kg和3.01 kg，且随着时间增长，其质量不断降低，到12500.00 s左右趋于0，最后所有悬浮碘化物通过自然沉降作用到安全壳构件表面及安全壳的水中。

图11 无喷淋悬浮碘化物CsI变化曲线Fig.11 Spray-off variation curve of suspended iodide CsI

安全壳喷淋系统开启后，气溶胶颗粒与喷淋液滴之间通过扩散泳等沉降机理依附在液滴表面［15］，随着水滴沉降在水池及容器壁内，避免了放射性核素的二次迁移。三种模型下悬浮在安全壳内的碘化物CsI质量曲线如图12所示，事故进行到4555.09 s时包壳破裂，裂变过程产生的CsI急速释放，通过喷淋滴液对悬浮的气溶胶进行去除，原本上升的悬浮碘化物质量迅速下降，安全壳内悬浮CsI较未开启明显减少，CORSOR-M、CORSOR-O和ORNLBOOTH释放模型安全壳内碘化物CsI质量峰值仅有0.66 kg、0.52 kg和0.57 kg；后当压力容器破裂，悬浮碘化物迁移至安全壳内，CsI质量再次小幅上升，达到了0.11 kg、0.25 kg和0.39 kg。该措施维持了安全壳完整性的同时，注水再熔化过程中使得压力容器破裂后期质量发生0.1 kg左右的轻微震荡，但最终如图13所示，几乎所有碘化物CsI在短时间沉降在安全壳热构件及水中。

图12 开启喷淋悬浮碘化物CsI变化曲线Fig.12 Spray-on variation curve of suspended iodide CsI

图13 开启喷淋沉积碘化物CsI变化曲线Fig.13 Spray-on variation curve of deposited iodide CsI

3.3.2 释放裂变气体分析

本文考虑源项释放过程中产生的裂变气体主要是惰性气体，以Xe和Kr为主的惰性气体化学性质稳定，不溶于水，且核素释放质量最多。图14为安全壳内裂变气体质量变化曲线，随着堆芯开始熔化，大量裂变气体从堆芯释放［16］。由于气体形式释放难以沉积于安全壳内或溶于水，从破口迁移出的裂变气体很快进入安全壳，CORSOR-M、CORSOR-O和ORNL-BOOTH模型下释放出的气体质量分别为363.28 kg、363.36 kg和362.38 kg。当事故发生到217378.79 s、187168.50 s和227022.32 s后安全壳失效，迁移至安全壳的裂变气体Xe和Kr迅速释入环境，几乎没有存留。三种模型情况对气体释放影响不大，之间质量相差在1 kg以内。

图14 无喷淋裂变气体变化曲线Fig.14 Spray-off variation curve of fission gas

开启安全壳喷淋措施安全壳内裂变气体质量如图15所示，三种情况下释放速率几乎相同，事故后释放出来的裂变气体质量不断增多，约10000 s达到稳定，质量均在360 kg左右。由于喷淋作用，安全壳未发生超压失效，释放出的裂变气体几乎全部存留于安全壳内，仅少量在安全壳正常泄漏率下迁移至环境。

图15 开启喷淋裂变气体变化曲线Fig.15 Spray-on variation curve of fission gas

3.4 源项释放差异对衰变热影响

严重事故后释放出来的总衰变热主要分为两部分：堆芯碎片熔融物中的衰变热以及释放出裂变产物核素中的衰变热。不同源项释放模型计算结果导致裂变产物源项释放量具有差异性。因此，所产生的热力学现象是不同的，裂变产物衰变热与总衰变热比值也不同，图16为CORSOR-M、CORSOR-O和ORNL-BOOTH模型下裂变产物源项衰变热占比，最大比值分别为34%、41%和32%。

图16 源项产生衰变热占比总衰变热分数Fig.16 Fraction of decay heat generated by the source term over the total decay heat fraction

由图17可知，随着裂变产物释放，裂变产物衰变热快速上升。三种模型产生衰变热最多的前三组是CsOH、CsI、Nobles，此三种化合物皆为挥发性裂变产物，分别占该模型所产生源项衰变热总量的73%、61%和77%。CORSOR-O模型考虑释放的裂变产物种类较多，且占总衰变热分数更大，因此，CORSOR-O模型裂变释放产物产生衰变热高于CORSOR-M和ORNL-BOOTH模型所产生衰变热，且此情况下安全壳失效最早，远快于其他两种模型。ORNL-BOOTH模型考虑各组分源项释放量较少，所以产生每种衰变热相较于其他模型更低，安全壳保持完整时间更长。

图17 无喷淋裂变产物各组分衰变热量 (a) CORSOR-M模型，(b) CORSOR-O模型，(c) ORNL-BOOTH模型Fig.17 Spray-off decay heat of fission product components (a) CORSOR-M model, (b) CORSOR-O model（c） ORNL-BOOTH model

喷淋系统开启后裂变产物所产生的总衰变热如图18所示，随着包壳破裂裂变产物释放，所产生衰变热急剧上升后下降，源项产生热量较未开启有所减少。对比三种释放模型产生衰变热，由于生成裂变产物质量最多，产热最多的仍是CORSOR-O模型，喷淋水和再循环系统开启后衰变热最高峰达到了1.03×106W，后随着时间进行裂变产物衰变热逐渐降低。由于不同放射性源项的释放量不同，CORSOR-O模型比CORSOR-M和ORNL-BOOTH模型同一时刻产生热量也多约15%和22%。安全壳喷淋系统的开启，对源项产生的热量有一定的缓解，三种模型下安全壳皆保持完整。

图18 开启喷淋裂变产物总衰变热量（彩图见网页版）Fig.18 Spray-on total decay heat of fission products(color online)

4 结语

本文基于百万千瓦级压水堆核电厂系统性严重事故安全分析模拟，在破口失水事故情况下，CORSOR-M、CORSOR-O和ORNL-BOOTH三种模型下源项释放结果存在差异，该差异影响了熔堆后反应堆内和堆外的衰变热分布，通过对比分析得出以下结论：

1）三种源项释放模型下，CORSOR-O模型作为“分数释放”模型，过高估计了长时间加热和大分数释放的释放量，导致压力升高最快，安全壳最早失效；ORNL-BOOTH模型作为“扩散释放”模型基于燃料元件尺寸和颗粒分布的扩散方程进行计算，压力容器内源项释放量更少，释放源项种类最多，压力容器虽然最先融穿，但安全壳失效远晚于其他两种模型。

2）CORSOR-M、CORSOR-O和ORNL-BOOTH模型裂变产物衰变热占比总衰变热分数分别为34%、41%和32%。作为源项中主要热源前三组分皆为挥发性裂变产物CsOH、CsI、Nobles，此三种化合物分别占该模型所产生源项衰变热总量的73%、61%和77%。

3）事故后期随着安全壳喷淋的开启，压力容器失效时间均有延后，安全壳内悬浮的碘化物迅速沉降，质量峰值分别仅有0.66 kg、0.52 kg和0.57 kg。喷淋和再循环系统还有效带走源项所产生的衰变热，相较未开启喷淋下安全壳内压力始终未达到极限值，三种模型下皆保证了安全壳的完整性。

ORNL-BOOTH模型考虑到燃料形态对裂变产物释放影响，根据每种核类氧化或还原燃料条件和包壳氧化程度都有一个相应的相对扩散系数乘数，破口事故下源项产生衰变热更少，安全壳保持完整性时间最长，模型计算更加准确。安全壳喷淋能有效带走源项衰变热及悬浮碘化物，更好避免了放射性核素二次迁移。本文研究结论为进一步研究我国大型压水堆核电厂严重事故管理具有参考价值。

作者贡献声明袁显宝负责设计具体研究内容和方向，提出合理化研究方案以及理论支持，同时指导论文修订并对课题全过程监督与领导；彭珏钦负责建立模型，试验探究并整理分析数据以及起草论文；张彬航负责论文审阅；毛璋亮负责对论文的知识性内容做审阅并且对文章进行修改；唐海波提供技术支持；魏靖宇提供技术支持；周建军提供技术支持。