王 偉，陳力生，張 帆，劉海鵬

（1.海軍潛艇學(xué)院 動(dòng)力系，山東 青島 266000；2.海軍工程大學(xué) 核能科學(xué)與工程系，湖北 武漢 430033；3.海軍駐 431 廠軍事代表室，遼寧 葫蘆島 125000）

船用堆大破口失水事故放射性后果分析

王 偉1，陳力生2，張 帆2，劉海鵬3

（1.海軍潛艇學(xué)院 動(dòng)力系，山東 青島 266000；2.海軍工程大學(xué) 核能科學(xué)與工程系，湖北 武漢 430033；3.海軍駐 431 廠軍事代表室，遼寧 葫蘆島 125000）

本文以嚴(yán)重事故分析程序MELCOR為計(jì)算工具，建立了某型船用堆的計(jì)算模型，研究了某型船用堆發(fā)生冷段雙端斷裂大破口失水事故的源項(xiàng)行為及放射性后果。分析了惰性氣體Xe與揮發(fā)性氣體CsI的釋放、遷移和艙室分布規(guī)律，并對(duì)通風(fēng)系統(tǒng)投入時(shí)機(jī)進(jìn)行研究。結(jié)果表明：為保證堆艙臨艙的劑量輻射在劑量限值內(nèi)，應(yīng)于事故發(fā)生后10min內(nèi)投入全船通風(fēng)。否則，應(yīng)于全身劑量和甲狀腺劑量達(dá)到劑量限值前及時(shí)采取防護(hù)措施。

MELCOR；船用堆；大破口失水事故；放射性后果

冷段雙端斷裂大破口失水事故在破壞堆艙負(fù)壓的同時(shí)也嚴(yán)重威脅了其完整性。目前，針對(duì)大破口失水事故的研究未形成較為完善的核應(yīng)急理論分析基礎(chǔ)。源項(xiàng)的研究多局限于堆艙內(nèi)，缺乏對(duì)其他艙室的放射性分析；或僅以假設(shè)的源項(xiàng)為基礎(chǔ)［1］，進(jìn)行艙室放射性分析。本文系統(tǒng)地建立船用堆模型及艙室模型，對(duì)大破口失水事故下堆艙及堆艙臨艙的源項(xiàng)行為進(jìn)行分析。結(jié)合標(biāo)準(zhǔn)GB 429—1988和GB 1067.1給出的應(yīng)急情況下的劑量限值，具體分析事故下投入或不投入全船通風(fēng)兩種情況［2］時(shí)船員受到的輻射照射情況。

1 船用堆建模

本文研究對(duì)象為典型的雙環(huán)路壓水堆，穩(wěn)壓器所在環(huán)路主冷卻劑系統(tǒng)控制體劃分如圖1所示，系統(tǒng)模擬蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器、主冷卻劑泵和主冷卻劑管道。堆芯為雙流程結(jié)構(gòu)，一回路冷卻劑首先經(jīng)過一流程控制體108，進(jìn)行初次加熱后經(jīng)過控制體112流入二流程控制體116，再次加熱后流出反應(yīng)堆。一流程沿徑向劃分為2個(gè)同心圓，二流程沿徑向劃分為1個(gè)同心圓，兩個(gè)流程沿軸向均劃分為15層，其中堆芯活性區(qū)部分分為12層，下腔室分為3層，包括下管板和下腔室。主管道雙端斷裂的位置位于冷段，破口發(fā)生后冷卻劑泄漏至堆艙，堆艙前艙室為Ⅰ艙，堆艙后艙室為Ⅱ艙。Ⅰ艙和Ⅱ艙兩個(gè)艙室的容積比為0.5，且兩個(gè)艙室通過共用的通風(fēng)管道與大氣連通。啟動(dòng)船內(nèi)風(fēng)機(jī)，即可將兩個(gè)艙室內(nèi)的放射性物質(zhì)排出船外。

圖1 主系統(tǒng)及艙室控制體節(jié)點(diǎn)劃分Fig.1 Control volume node partition in primary system and cabin

2 初始條件及進(jìn)程分析

2.1 計(jì)算初始條件

嚴(yán)重事故初始事件為滿功率運(yùn)行的船用堆發(fā)生雙端斷裂大破口失水事故，冷卻劑大量泄漏至堆艙，高溫、高壓環(huán)境中，堆艙噴淋和應(yīng)急排風(fēng)系統(tǒng)無法投入，高低壓安全注射系統(tǒng)能夠正常投入。

2.2 事故進(jìn)程分析

主要事故進(jìn)程列于表1。0s時(shí)，主管道發(fā)生冷端雙端斷裂大破口失水事故，冷卻劑大量噴放到堆艙，堆芯水位驟然降低，導(dǎo)致燃料元件和包殼的溫度迅速升高，4s時(shí)，第1圈包殼破損，開始?xì)庀夺尫烹A段。9s時(shí)，一回路低壓停堆信號(hào)觸發(fā)反應(yīng)堆停堆，主泵轉(zhuǎn)低速運(yùn)行，主機(jī)速關(guān)。19s時(shí)，1臺(tái)安全注射泵投入運(yùn)行，開始向系統(tǒng)補(bǔ)水。安注的投入會(huì)導(dǎo)致包殼與水劇烈反應(yīng)，產(chǎn)生大量氫氣的同時(shí)伴隨大量釋熱，50s時(shí)，堆芯燃料芯塊最高溫度超過2 308K（程序默認(rèn)值），堆芯開始熔化，早期容器內(nèi)釋放階段開始。14 053s時(shí)，安注水源耗盡，進(jìn)入再循環(huán)堆芯冷卻階段。堆芯補(bǔ)水保證了下封頭和堆芯支撐結(jié)構(gòu)的完整性，使事故始終處于壓力容器內(nèi)釋放階段。120 000s時(shí)，計(jì)算結(jié)束。

表1 主要事故進(jìn)程Table 1 Sequence of main accident

堆芯水位及堆艙壓力在事故進(jìn)程中的變化如圖2、3所示。圖2中，破口發(fā)生后，堆芯兩個(gè)流程的水位迅速降低，低壓安注下，2 500s時(shí)堆芯被再淹沒。一流程滿水后，汽水兩項(xiàng)振蕩顯著，二流程水位振蕩較小，最終一、二流程均穩(wěn)定在高水位。圖3中，破口發(fā)生瞬間，堆艙壓力上升到峰值約1.5MPa。1 656s時(shí)，氫燃導(dǎo)致堆艙壓力再次達(dá)到峰值約1.5MPa。由圖3可見，堆艙壓力未超過設(shè)計(jì)值，能夠保證堆艙的完整性，但堆艙負(fù)壓會(huì)喪失。

圖2 堆芯水位Fig.2 Liquid level in reactor core

3 事故放射性分析

雙端斷裂大破口失水事故導(dǎo)致堆艙負(fù)壓喪失，放射性物質(zhì)將通過穿艙電纜、穿艙孔塞等造成的縫隙泄漏至相鄰艙室［3］，給艙內(nèi)人員的生命和健康直接帶來危害。本文選取對(duì)人員安全和艙室輻射環(huán)境產(chǎn)生重要放射性后果的兩類核素作為研究對(duì)象進(jìn)行放射性分析，即以Xe為代表的惰性氣體和以CsI為代表的易揮發(fā)性裂變產(chǎn)物。

圖3 堆艙壓力Fig.3 Pressure in reactor cabin

3.1 堆芯源項(xiàng)釋放分析

圖4示出Xe和CsI在壓力容器內(nèi)的釋放。由圖4可見，Xe與CsI的釋放過程一致，且全部為壓力容器內(nèi)釋放。在計(jì)算結(jié)束前，約占堆芯累積總量88.55%的Xe和88.45%的CsI從堆芯釋放出來。

圖4 Xe和CsI在壓力容器內(nèi)的釋放Fig.4 In-vessel release of Xe and CsI

3.2 艙室源項(xiàng)分布分析

堆艙內(nèi)負(fù)壓喪失，導(dǎo)致放射性源項(xiàng)向堆艙臨艙內(nèi)泄漏，從而威脅艙室內(nèi)人員的生命安全，分析艙室內(nèi)源項(xiàng)分布有利于進(jìn)一步進(jìn)行劑量危害分析研究。

1）惰性氣體類源項(xiàng)分布

圖5示出堆艙和艙室內(nèi)Xe的分布。由圖5a可見，堆艙內(nèi)的惰性氣體Xe主要存在于堆艙大氣中，艙底水池的惰性氣體份額極少。至計(jì)算結(jié)束，堆艙大氣中的惰性氣體份額約為堆艙累積總量的30.2%，艙底水池中的惰性氣體為0%。

由圖5b可見，事故后8 615s，堆艙內(nèi)Xe的份額達(dá)到最大值，約為堆芯累積總量的64.1%，Ⅰ艙和Ⅱ艙內(nèi)Xe的份額均為堆芯累積總量的3.3%。至計(jì)算結(jié)束，惰性氣體Xe在堆艙、Ⅰ艙和Ⅱ艙的份額分別為堆芯累積總量的30.2%、21.3%和30.4%，約占堆芯累積總量6.65%的Xe滯留在堆芯和一回路系統(tǒng)內(nèi)。

2）揮發(fā)類源項(xiàng)分布

圖6示出堆艙和艙室內(nèi)CsI的分布。由圖6a可見，堆艙內(nèi)的揮發(fā)性氣體CsI主要存在于艙底水池中，存在堆艙大氣內(nèi)的CsI的份額較小。事故發(fā)生后，艙底水池中CsI的份額逐漸升高，14 053s達(dá)到最大值約為堆芯累積總量的42.1%；隨后再循環(huán)堆芯冷卻系統(tǒng)投入，艙底水被注入堆芯，艙底水池中的CsI逐漸減少，并滯留于反應(yīng)堆及一回路系統(tǒng)內(nèi)。至計(jì)算結(jié)束，堆艙大氣和艙底水池中的CsI份額均為0%。

由圖6b可見，Ⅰ艙和Ⅱ艙的CsI的份額極其微小，最大值分別為堆芯累積總量的0.44%和0.46%。事故后14 053s，堆艙內(nèi)CsI的份額達(dá)到最大值約為堆芯累積總量的47.4%，且大部分存在于艙底水池中；隨后由于再循環(huán)的投入，艙底水池中的CsI逐漸減少，并滯留于反應(yīng)堆及一回路系統(tǒng)內(nèi)。至計(jì)算結(jié)束，Xe在堆艙、Ⅰ艙和Ⅱ艙的份額分別為堆芯累積總量的0%、0.44%和0.46%，高達(dá)87.55%的CsI均滯留在堆芯和一回路系統(tǒng)內(nèi)。

3.3 艙室劑量分析

放射性物質(zhì)通過堆艙泄漏至堆艙臨艙后，直接危害艙內(nèi)人員的生命健康。投入全船通風(fēng)系統(tǒng)是降低艙室劑量的有效方式［4］。本文通過分析通風(fēng)的投入與否及投入時(shí)刻，研究干預(yù)時(shí)機(jī)和效果。GB 429—1988中規(guī)定，一次應(yīng)急事件中船員全身受照劑量限值為0.25Sv；GB 1067.1中規(guī)定，一般超劑量照射事故的最低甲狀腺劑量限值為500mSv。本文分別以堆艙臨艙全身劑量值和甲狀腺劑量值與國際標(biāo)準(zhǔn)的劑量限值相比，做歸一化處理。

圖5 堆艙（a）和艙室（b）內(nèi)Xe的分布Fig.5 Distributions of Xe in reactor cabin（a）and cabin（b）

圖6 堆艙（a）和艙室（b）內(nèi)CsI的分布Fig.6 Distributions of CsI in reactor cabin（a）and cabin（b）

1）不投入通風(fēng)系統(tǒng)的劑量

事故發(fā)生后，若全船通風(fēng)系統(tǒng)不投入，由于堆艙負(fù)壓的喪失，堆艙臨艙的劑量會(huì)持續(xù)升高。表2、3分別列出Ⅰ艙和Ⅱ艙的歸一化劑量。

表2 Ⅰ艙的歸一化劑量Table 2 Normalized dose in cabinⅠ

表3 Ⅱ艙的歸一化劑量Table 3 Normalized dose in cabinⅡ

由表2、3可看出，事故發(fā)生后1min，Ⅰ艙和Ⅱ艙內(nèi)的全身劑量分別為劑量限值的4.3× 10－4和2.14×10－4；事故發(fā)生后10min，Ⅰ艙和Ⅱ艙內(nèi)的全身劑量分別為劑量限值的0.152和0.076；事故發(fā)生后28.8min和44.9min，Ⅰ艙和Ⅱ艙的全身劑量分別達(dá)到劑量限值；事故發(fā)生后72.9min和250min，Ⅰ艙和Ⅱ艙的甲狀腺劑量分別達(dá)到劑量限值，而此時(shí)的全身劑量分別高達(dá)劑量限值的3.94和9.82倍。

2）投入通風(fēng)系統(tǒng)的劑量分析

為降低堆艙放射性物質(zhì)泄漏至臨艙帶來的危害，對(duì)比分析了通風(fēng)系統(tǒng)投入時(shí)刻分別為事故發(fā)生后1min和10min對(duì)降低堆艙劑量的影響，從而為通風(fēng)干預(yù)提供指導(dǎo)。

通風(fēng)系統(tǒng)投入后Ⅰ艙和Ⅱ艙內(nèi)的全身劑量分布示于圖7。由圖7可見，Ⅰ艙和Ⅱ艙內(nèi)的全身劑量變化趨勢(shì)一致，且通風(fēng)投入越早，艙室內(nèi)最大全身劑量越低。對(duì)于Ⅰ艙，事故發(fā)生后1min投入通風(fēng)，則艙室全身劑量始終未超過劑量限值；事故后10min投入通風(fēng)，187.5min時(shí)全身劑量達(dá)到最大值，約為全身劑量限值。對(duì)于Ⅱ艙，即使是事故后10min投入通風(fēng)，最大全身劑量僅為劑量限值的0.7。

圖7 Ⅰ艙（a）和Ⅱ艙（b）的全身劑量分布Fig.7 Whole body dose distribution in cabinⅠ（a）and cabinⅡ（b）

圖8 Ⅰ艙（a）和Ⅱ艙（b）的甲狀腺劑量分布Fig.8 Thyroid dose distribution in cabinⅠ（a）and cabinⅡ（b）

通風(fēng)系統(tǒng)投入后Ⅰ艙和Ⅱ艙內(nèi)的甲狀腺劑量分布示于圖8。由圖8可見，Ⅰ艙和Ⅱ艙內(nèi)的甲狀腺劑量變化趨勢(shì)一致，且通風(fēng)投入越早，艙室內(nèi)最大甲狀腺劑量越高。無論是事故后1min還是10min投入通風(fēng)，Ⅰ艙和Ⅱ艙內(nèi)的甲狀腺劑量均遠(yuǎn)未達(dá)到劑量限值，最大值分別約為劑量限值的0.2和0.13。

4 結(jié)論

通過分析冷段雙端斷裂大破口失水事故及事故下裂變產(chǎn)物釋放、遷移、分布特點(diǎn)及通風(fēng)投入與否對(duì)艙室劑量的影響，得出以下結(jié)論。

1）Xe與CsI的釋放為壓力容器內(nèi)釋放且釋放規(guī)律相同。在計(jì)算結(jié)束前，約占堆芯累積總量88.5%的Xe和CsI從堆芯釋放出來。

2）堆艙內(nèi)的惰性氣體Xe主要存在于堆艙大氣中，艙底水池的惰性氣體份額極其微小。至計(jì)算結(jié)束，惰性氣體Xe在堆艙、Ⅰ艙和Ⅱ艙的份額分別為堆芯累積總量的30.2%、21.3%和30.4%，約占堆芯累積總量6.65%的Xe滯留在堆芯和一回路系統(tǒng)內(nèi)。

3）堆艙內(nèi)的揮發(fā)性氣體CsI主要存在于艙底水池中，存在堆艙大氣內(nèi)的CsI份額較小。再循環(huán)系統(tǒng)的投入，使艙底水池中的CsI逐漸減少，并滯留于反應(yīng)堆及一回路系統(tǒng)內(nèi)。至計(jì)算結(jié)束，Xe在堆艙、Ⅰ艙和Ⅱ艙的份額分別為堆芯累積總量的0%、0.44%和0.46%，高達(dá)87.55%的CsI均滯留在堆芯和一回路系統(tǒng)內(nèi)。

4）若不投入全船通風(fēng)，Ⅰ艙和Ⅱ艙的全身劑量分別于事故發(fā)生后28.8min和44.9min達(dá)到劑量限值；甲狀腺劑量分別于事故發(fā)生后72.9min和250.0min達(dá)到劑量限值。

5）Ⅰ艙劑量大于Ⅱ艙且變化趨勢(shì)一致。為保證堆艙臨艙的劑量輻射在劑量限值內(nèi)，應(yīng)于事故發(fā)生后10min內(nèi)投入全船通風(fēng)。若10min后投入通風(fēng)，應(yīng)于全身劑量和甲狀腺劑量達(dá)到劑量限值前及時(shí)采取防護(hù)措施。

［1］ 吳斌，賈銘椿，龔軍軍.船用堆核事故狀態(tài)下源項(xiàng)特性及計(jì)算方法研究［J］.海軍工程大學(xué)學(xué)報(bào)，2003，15（5）：87-90.

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Radioactive Consequence Analysis on Large-break LOCA of Marine Reactor

WANG Wei1，CHEN Li-sheng2，ZHANG Fan2，LIU Hai-peng3
（1.College of Power Engineering，Navy Submarine Academy，Qingdao 266000，China；2.Department of Nuclear Science and Engineering，Naval University of Engineering，Wuhan 430033，China；3.Military Representative of Navy431 Factory，Huludao 125000，China）

Based on the severe accident analysis program MELCOR as computational tool，computational model of the marine reactor was established in the paper.Both the source behavior and radioactive consequence were researched when the double-ended rupture large-break LOCA happened on the cold leg of a typical ship reactor.The release，migration and reactor cabin distribution of the noble gas and CsI were analyzed，and the plunge criterion of ventilation system was researched.The results show that in order to assure the radiation dose of the cabin adjacent reactor cabin in the dose limits，the whole ship ventilation system should be plunged within 10min after the accident.Otherwise，the protective measure should be used before the whole body dose and thyroid dose reach the dose limits.

MELCOR；marine reactor；large-break LOCA；radioactive consequence

TL364

：A

：1000-6931（2015）04-0674-06

10.7538／yzk.2015.49.04.0674

2013-12-18；

2014-09-16

國家自然科學(xué)基金資助項(xiàng)目（11075212）

王 偉（1984—），男，遼寧沈陽人，博士研究生，艦船核動(dòng)力維修工程專業(yè)