楊舒琦，李 蘭，譚 怡，肖 鋒，朱建平

（中國(guó)核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)技術(shù)重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室，成都 610213）

根據(jù)各國(guó)核電廠的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，SGTR 是核電廠發(fā)生頻率較高的事故之一［1］。世界核電史上發(fā)生了多起重大的SGTR 事故，NUREG/CR-5750 報(bào)告估算的SGTR 事故的發(fā)生頻率是7.1×10-3（均值）/堆年［2］。根據(jù)事故的發(fā)生頻率及可能造成的后果嚴(yán)重程度劃分，SGTR事故屬于稀有事故。

在分析M310 核電廠的SGTR 事故源項(xiàng)時(shí)，參考了《法國(guó)900MW 壓水堆核電站系統(tǒng)設(shè)計(jì)和建造規(guī)則》（RCC-P）［3］，其假設(shè)條件非常保守。而國(guó)標(biāo)《核動(dòng)力廠環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定》（GB 6249—2011）［4］對(duì)稀有事故劑量的限制比國(guó)外嚴(yán)格很多，若分析假設(shè)完全參考RCC-P，則事故放射性后果會(huì)超標(biāo)。在經(jīng)過(guò)一系列驗(yàn)證后，M310 核電廠采用了合理但更加現(xiàn)實(shí)的假設(shè)。如何既能充分保證源項(xiàng)分析的保守性，又能滿足國(guó)標(biāo)對(duì)劑量的限制條件，一直是研究人員和安全審評(píng)人員關(guān)注的重點(diǎn)問(wèn)題之一［5,6］。在華龍一號(hào)的SGTR事故源項(xiàng)分析中，根據(jù)華龍一號(hào)的設(shè)計(jì)特點(diǎn)，改進(jìn)原有分析方法，對(duì)于解決這一問(wèn)題，具有重要意義。

分析SGTR事故時(shí)，考慮蒸汽發(fā)生器一根傳熱管雙端完全剪切斷裂，并允許該傳熱管兩端無(wú)阻礙地噴放［7］。對(duì)于該事故而言，大部分放射性活度來(lái)自溶于反應(yīng)堆冷卻劑中的裂變產(chǎn)物，所以放射性后果取決于從受影響蒸汽發(fā)生器向環(huán)境釋放的流體性質(zhì)和流體總量。M310 核電廠發(fā)生SGTR事故時(shí)，受影響蒸汽發(fā)生器通常會(huì)發(fā)生滿溢，這將導(dǎo)致大量的液態(tài)放射性物質(zhì)釋放到環(huán)境中。同時(shí)，蒸汽發(fā)生器（Steam Generator，簡(jiǎn)稱SG）的安全閥過(guò)水可能會(huì)導(dǎo)致閥門卡開，從而造成嚴(yán)重的事故疊加［8］。如果能減少或避免受影響SG 滿溢，則事故向環(huán)境排放的放射性物質(zhì)將大幅減少。

華龍一號(hào)作為我國(guó)自主研發(fā)擁有完全知識(shí)產(chǎn)權(quán)的最新的三代核電技術(shù)，采取了一系列措施防止SGTR 事故后受影響SG 發(fā)生滿溢現(xiàn)象。本文根據(jù)華龍一號(hào)SGTR事故的改進(jìn)措施，重新確立適用的事故源項(xiàng)分析參數(shù)，與M310核電廠比較，分析了汽水釋放模式對(duì)源項(xiàng)的影響，計(jì)算了事故放射性后果。通過(guò)驗(yàn)證，新的分析方法能夠同時(shí)滿足源項(xiàng)分析保守性和后果評(píng)價(jià)安全性的雙重要求。

1 源項(xiàng)分析研究

1.1 計(jì)算參數(shù)確立

1.1.1 一回路放射性源項(xiàng)

SGTR 事故發(fā)生后，將直接導(dǎo)致一回路邊界喪失，一回路冷卻劑中的放射性源項(xiàng)直接釋放到二回路冷卻劑中［9］，并通過(guò)二回路蒸汽發(fā)生器釋放到環(huán)境中。因此，一回路放射性源項(xiàng)值的選取對(duì)計(jì)算結(jié)果影響很大。法國(guó)的459 堆年的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)表明，一回路冷卻劑穩(wěn)態(tài)下的放射性比活度95%以上都小于2 GBq/t131I 當(dāng)量。大亞灣和嶺澳一期的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)表明，一回路冷卻劑穩(wěn)態(tài)下的放射性比活度99.4%以上都小于2 GBq/t131I 當(dāng)量，99.93%以上都小于4.44 GBq/t131I 當(dāng)量。因此，M310 核電廠在SGTR 事故源項(xiàng)分析中，沿用了相關(guān)核電站的實(shí)踐經(jīng)驗(yàn)，一回路冷卻劑比活度采用統(tǒng)一到4.44 GBq/t131Ieq活度譜對(duì)應(yīng)的瞬態(tài)最大值。對(duì)于華龍一號(hào)，根據(jù)Q/CNNC JE2—2015［10］的規(guī)定，事故前一回路比活度統(tǒng)一到37 GBq/t131I 當(dāng)量對(duì)應(yīng)的瞬態(tài)最大值。在一回路放射性比活度選取方面，華龍一號(hào)符合設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故源項(xiàng)分析準(zhǔn)則的要求，在保守性方面更優(yōu)于M310核電廠。

1.1.2 汽水釋放量

對(duì)于M310 核電廠，根據(jù)事故分析的結(jié)果，事故后受影響SG 滿溢，并持續(xù)較長(zhǎng)時(shí)間。M310 核電廠SGTR 事故蒸汽發(fā)生器向環(huán)境的蒸汽釋放量如圖1 所示，向環(huán)境的液體釋放量如圖2所示。

華龍一號(hào)在發(fā)生SGTR事故時(shí)，由于采用了一系列改進(jìn)措施，避免了SG 滿溢，放射性物質(zhì)全部以蒸汽的形式通過(guò)安全閥/釋放閥排出。華龍一號(hào)SGTR事故期間受影響蒸汽發(fā)生器向環(huán)境的汽水釋放量如圖3所示。

由圖1～圖3 可以看出，華龍一號(hào)受影響蒸汽發(fā)生器液體排放量為0，相比M310 核電廠，蒸汽釋放量有了顯著增加，約為M310 核電廠的4.3 倍，同時(shí)蒸汽釋放持續(xù)時(shí)間延長(zhǎng)為2300 s，為M310 核電廠的1.5 倍。

圖1 SG 向環(huán)境的蒸汽流量Fig.1 The steam from SG to environment

圖2 SG 向環(huán)境的液體流量Fig.2 The liquid from SG to environment

圖3 受影響SG向環(huán)境的汽水釋放量Fig.3 The steam and liquid from affected SG to environment

1.1.3 汽水分配因子

考慮一回路向二回路泄漏液中的放射性物質(zhì)主要為惰性氣體和碘。由于水對(duì)惰性氣體的滯留作用很小，假設(shè)泄漏到二回路的惰性氣體直接進(jìn)入蒸汽發(fā)生器氣相；碘進(jìn)入蒸汽發(fā)生器液相，被蒸汽發(fā)生器二次側(cè)給水稀釋后，通過(guò)蒸汽攜帶出去。在未受影響SG 內(nèi)，碘的汽水分配因子取0.01。考慮假想的液相旁通現(xiàn)象，在受影響SG 內(nèi)保守地取碘的汽水分配因子為0.1。華龍一號(hào)與M310 核電廠假設(shè)的汽水分配因子一致。

1.2 計(jì)算程序及模型

本文采用GVACT 程序［11］進(jìn)行計(jì)算，計(jì)算模型如下：

式中，ARLi為核素i 的環(huán)境釋放源項(xiàng)（GBq）；t1為事故發(fā)生初始時(shí)刻（s）；t2為事故發(fā)生后，SG汽水釋放結(jié)束時(shí)刻（s）；C1i為核素i在受影響蒸汽發(fā)生器二次側(cè)蒸汽中的比活度（GBq）；C2i為核素i 在受影響蒸汽發(fā)生器二次側(cè)水中的比活度（GBq）；C3i為核素i在未受影響蒸汽發(fā)生器二次側(cè)蒸汽中的比活度（GBq）；D1為未受影響蒸汽發(fā)生器二次側(cè)蒸汽通過(guò)釋放閥釋放的蒸汽流量（kg?s-1）；D2為受影響蒸汽發(fā)生器二次側(cè)通過(guò)釋放閥釋放的液體流量，即滿溢流量，（kg?s-1）；D3為受影響蒸汽發(fā)生器二次側(cè)蒸汽通過(guò)汽輪機(jī)釋放的蒸汽流量（kg?s-1）；D4為未受影響蒸汽發(fā)生器二次側(cè)蒸汽通過(guò)汽輪機(jī)釋放的蒸汽流量（kg?s-1）；FPi為核素i汽水分配因子。

1.3 計(jì)算結(jié)果及分析

按照式（1）計(jì)算了華龍一號(hào)和M310 核電廠SGTR事故后向環(huán)境釋放的累積源項(xiàng)。選取典型核素的源項(xiàng)值進(jìn)行了比較和分析。典型核素選取各同位素中的長(zhǎng)半衰期核素85Kr、短半衰期核素138Xe和134I以及重要核素131I。

對(duì)于SGTR事故，放射性源項(xiàng)隨時(shí)間的變化趨勢(shì)與蒸汽發(fā)生器的汽水釋放情況有關(guān)，而不受一回路源項(xiàng)參數(shù)的影響。因此，可以通過(guò)對(duì)比事故源項(xiàng)隨時(shí)間的變化趨勢(shì)分析受影響SG 滿溢對(duì)事故放射性后果的影響。

圖4 和圖5 給出了兩個(gè)電廠各自的放射性總惰性氣體和總碘源項(xiàng)隨時(shí)間的變化情況。從圖中可以看出，兩個(gè)電廠的放射性源項(xiàng)變化趨勢(shì)大體一致。對(duì)于總惰性氣體，兩個(gè)電廠的放射性源項(xiàng)均在約1h 后達(dá)到穩(wěn)定，穩(wěn)定時(shí)間與蒸汽發(fā)生器蒸汽釋放終止時(shí)間有關(guān)。雖然華龍一號(hào)的蒸汽釋放時(shí)間更長(zhǎng)，但總碘的放射性源項(xiàng)卻比M310 更早達(dá)到穩(wěn)定。碘占源項(xiàng)總量的比例分別為4 %和32 %，二者相差8 倍。這是因?yàn)榈庵饕嬖谟谝后w中，M310由于SG 滿溢，大部分碘隨著液體釋放出來(lái)，液體釋放量的大小對(duì)碘的影響比對(duì)惰性氣體更大。

圖4 華龍一號(hào)總惰性氣體和總碘釋放量Fig.4 The source term of noble gas and iodine of Hualong 1

圖5 M310總惰性氣體和總碘釋放量Fig.5 The source term of noble gas and iodine of M310

圖6和圖7給出了典型核素放射性源項(xiàng)的釋放情況。由圖中可以看出，各核素隨時(shí)間的變化趨勢(shì)大致相同，但不同核素之間的比例關(guān)系有較大變化。華龍一號(hào)SGTR 源項(xiàng)最大的是138Xe；85Kr 和134I 的量接近且非常??；131I 的值處于中間，約為138Xe 的1/2。M310 核電廠SGTR 事故源項(xiàng)最大的是131I，遠(yuǎn)遠(yuǎn)大于其余核素值；134I的值明顯大于85Kr，約為其30 倍。顯然，同M310 相比，華龍一號(hào)碘的同位素源項(xiàng)值占總源項(xiàng)的比例大幅減小?？紤]華龍一號(hào)SG 只向環(huán)境排放蒸汽，液體釋放量為0，說(shuō)明蒸汽釋放攜帶的碘量遠(yuǎn)不及液體釋放。若進(jìn)一步考慮對(duì)事故劑量的影響，由于碘的劑量轉(zhuǎn)換因子遠(yuǎn)大于惰性氣體，碘的源項(xiàng)值減小可使劑量值明顯降低。因此，防止蒸汽發(fā)生器滿溢，能夠有效降低事故對(duì)公眾造成的輻照劑量。

圖6 華龍一號(hào)典型核素釋放量Fig.6 The source term of particular isotopes of Hualong 1

圖7 M310典型核素釋放量Fig.7 The source term of particular isotopes of M310

2 放射性后果分析

為進(jìn)一步論證上述結(jié)論，進(jìn)行了事故放射性后果分析，通過(guò)計(jì)算事故的有效劑量和甲狀腺當(dāng)量劑量，從而確定事故對(duì)環(huán)境及公眾的影響情況，以驗(yàn)證新的計(jì)算模型是否能夠滿足國(guó)標(biāo)的要求。本文以福清核電廠56 號(hào)機(jī)組為例，采用核電廠址方位角99.5%概率水平的大氣彌散因子，計(jì)算了華龍一號(hào)SGTR事故后公眾在非居住區(qū)邊界處（500 m） 和規(guī)劃限制區(qū)邊界處（5000 m）受到的最大個(gè)人有效劑量和甲狀腺當(dāng)量劑量，結(jié)果如圖8所示。圖中的線型表示《核動(dòng)力廠環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定》（GB 6249—2011）中規(guī)定的稀有事故的劑量限值。由圖8和圖9可知，華龍一號(hào)核電機(jī)組SGTR事故的放射性后果滿足GB 6249—2011的劑量限制準(zhǔn)則。

圖8 華龍一號(hào)SGTR事故最大個(gè)人有效劑量Fig.8 The effective dose after SGTR of Hualong 1

圖9 華龍一號(hào)SGTR事故最大個(gè)人甲狀腺劑量Fig.9 The thyroid dose after SGTR of Hualong 1

3 結(jié)論

本文通過(guò)對(duì)SGTR 事故進(jìn)行分析，結(jié)合三代核電的技術(shù)特點(diǎn)，研究了適合華龍一號(hào)的SGTR事故源項(xiàng)分析方法，并對(duì)源項(xiàng)計(jì)算結(jié)果進(jìn)行分析，明確了蒸汽發(fā)生器滿溢對(duì)事故源項(xiàng)尤其是碘源項(xiàng)的影響較大，防止SG 滿溢可以降低事故的放射性源項(xiàng)，從而減小事故放射性后果。同時(shí)，計(jì)算了新方法下的SGTR 事故的放射性后果，最大劑量結(jié)果低于國(guó)標(biāo)的劑量限值0.005 Sv。以上分析表明，新的源項(xiàng)分析方法在符合源項(xiàng)分析保守性要求的基礎(chǔ)上，能夠滿足國(guó)標(biāo)對(duì)事故放射性后果的限制準(zhǔn)則。