楊 鵬，喻 宏，胡文軍

(中國原子能科學(xué)研究院，北京 102413)

核安全的根本目標(biāo)是限制放射性的釋放，保護(hù)人與環(huán)境免受放射性的危害[1]。福島核事故后，我國核安全主管部門提出了對(duì)新建核電機(jī)組從設(shè)計(jì)上實(shí)際消除大量放射性物質(zhì)釋放的要求，同時(shí)明確了定量概率安全目標(biāo)[2-3]。開展放射性釋放風(fēng)險(xiǎn)概率安全評(píng)價(jià)(PSA)已成為未來新建核電的必然要求。

快堆是我國“壓水堆-快堆-聚變堆”核能發(fā)展戰(zhàn)略的重要一環(huán)，目前我國已建成首座池式鈉冷實(shí)驗(yàn)快堆，正在積極推進(jìn)示范快堆的設(shè)計(jì)與建造[4]。作為第4代先進(jìn)核能系統(tǒng)的代表堆型之一，池式鈉冷快堆在物理特性、系統(tǒng)設(shè)計(jì)和安全特點(diǎn)等方面與大規(guī)模商用壓水堆有著顯著差異，放射性釋放機(jī)制也明顯不同，國內(nèi)還缺乏其放射性釋放PSA的系統(tǒng)研究。作為放射性釋放PSA分析的重要內(nèi)容之一，事件樹方法通過系統(tǒng)演繹分析，可確定放射性釋放的序列及途徑，是深入開展PSA分析的基礎(chǔ)[5-6]。

本文以池式鈉冷快堆為研究對(duì)象，結(jié)合其設(shè)計(jì)特點(diǎn)與嚴(yán)重事故現(xiàn)象，對(duì)其放射性釋放的主要模式進(jìn)行識(shí)別分析，進(jìn)而構(gòu)建分析池式鈉冷快堆放射性釋放PSA事件樹。

1 池式鈉冷快堆設(shè)計(jì)特征

1.1 基本設(shè)計(jì)

池式鈉冷快堆采用金屬鈉作為冷卻劑，系統(tǒng)通常是鈉-鈉-水的三回路設(shè)計(jì)，圖1示出典型池式鈉冷快堆示意圖[7]。

池式鈉冷快堆一回路為一體化結(jié)構(gòu)布置，堆芯、泵、熱交換器等部件浸在鈉池中。在鈉池的上方通常由惰性氣體氬氣覆蓋，避免一回路鈉與空氣接觸。堆容器上方為頂蓋旋塞及泵、驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)、熱交換器等貫穿件。

圖1 典型池式鈉冷快堆示意圖

一回路的鈉池分為冷池和熱池兩部分，冷池中的鈉冷卻劑通過一回路泵輸送到堆芯，經(jīng)堆芯加熱后進(jìn)入熱池，流經(jīng)中間熱交換器而循環(huán)，二回路鈉經(jīng)過中間熱交換器加熱后傳送到蒸汽發(fā)生器，將熱量傳遞至三回路發(fā)電。一回路堆容器為主容器和保護(hù)容器兩層結(jié)構(gòu)，當(dāng)主容器發(fā)生泄漏時(shí)，能保證堆芯始終在鈉液面以下，保證一回路的鈉裝量。

1.2 安全特點(diǎn)

池式鈉冷快堆安全特點(diǎn)與壓水堆有很大不同，表1列出兩種堆型安全特點(diǎn)比較。

與壓水堆相比，池式鈉冷快堆的安全特性主要有3個(gè)劣勢(shì)：在池式鈉冷快堆中，由于堆芯非最大反應(yīng)性布置，當(dāng)堆芯幾何尺寸變得更加密集時(shí)，將會(huì)引入正的反應(yīng)性，帶來超臨界的風(fēng)險(xiǎn)；在反應(yīng)性反饋方面，小型鈉冷快堆較小的堆芯尺寸有利于中子泄漏，所以鈉密度減小及鈉空泡的出現(xiàn)都會(huì)引入負(fù)反應(yīng)性，但對(duì)于大型鈉冷快堆，堆芯中部鈉空泡反應(yīng)性通常為正值，因此在出現(xiàn)鈉空泡或失鈉時(shí)，其反應(yīng)性增加，帶來了功率激增和超臨界的風(fēng)險(xiǎn)；在化學(xué)效應(yīng)方面，鈉化學(xué)性質(zhì)活潑，很容易和空氣及水發(fā)生劇烈的放熱化學(xué)反應(yīng)，造成系統(tǒng)的升溫升壓。

表1 兩種堆型安全特點(diǎn)比較

池式鈉冷快堆的優(yōu)勢(shì)則在于其一回路運(yùn)行在低壓環(huán)境，堆容器承壓低，破損泄漏的概率很小，其雙層容器的設(shè)計(jì)也可確保主容器破壞情況下堆芯冷卻劑的裝量；另一方面，低壓環(huán)境和一回路鈉大于350 ℃的欠熱度，使得其不會(huì)出現(xiàn)壓水堆中的冷卻劑噴放現(xiàn)象，事故工況下全堆芯鈉沸騰可能性很??；在固有余熱排出方面，池式鈉冷快堆一回路冷卻劑裝量大，有很大的熱惰性，可借助自然循環(huán)確保堆芯的冷卻[8]。

2 放射性釋放模式分析

2.1 放射性來源與包容邊界

與水冷堆不同，池式鈉冷快堆的放射性物質(zhì)主要來源于3方面：1) 堆芯燃料及裂變產(chǎn)物；2) 一回路鈉放射性同位素；3) 覆蓋氣體放射性同位素[9]。在鈉冷快堆運(yùn)行過程中受到中子活化的影響，一回路鈉及覆蓋氣體將具有放射性。一回路鈉的活化產(chǎn)物為24Na和22Na，其半衰期分別為15 h和2.6 a，如不發(fā)生燃料元件破損，在反應(yīng)堆運(yùn)行和停堆后約1周時(shí)間內(nèi)，24Na是主要的放射性來源。在覆蓋氣體中，主要的放射性來源為23Ne，是23Na與中子活化的產(chǎn)物，其次為氬氣被中子活化形成的41Ar。

對(duì)于上述放射性來源，池式鈉冷快堆的包容邊界主要有：1) 燃料元件包殼；2) 一回路壓力邊界；3) 安全殼系統(tǒng)。池式鈉冷快堆包容邊界列于表2。

在第2層包容層次中，一回路鈉凈化系統(tǒng)是與堆容器相連的在線凈化系統(tǒng)，在反應(yīng)堆運(yùn)行時(shí)將堆容器中的鈉引出凈化，確保一回路鈉純度，對(duì)一回路放射性鈉實(shí)現(xiàn)包容。

池式鈉冷快堆安全殼設(shè)計(jì)不同于壓水堆，通常為包容體的設(shè)計(jì)結(jié)構(gòu)，設(shè)置了放射性包容小室來包容鈉凈化系統(tǒng)，通過事故通風(fēng)和事故排煙等手段減少向環(huán)境的放射性排放，反應(yīng)堆廠房是放射性包容的最后邊界，其設(shè)計(jì)一般為低泄漏率密封結(jié)構(gòu)[10]。

表2 池式鈉冷快堆包容邊界

2.2 嚴(yán)重事故現(xiàn)象

1) 堆芯解體事故

堆芯解體事故(CDA)是快堆堆芯嚴(yán)重事故關(guān)注的重點(diǎn)，也是與壓水堆嚴(yán)重事故的顯著區(qū)別之一[11-13]。在壓水堆中，其堆芯損傷主要以堆芯熔化的形式發(fā)生，發(fā)展進(jìn)程較為緩慢，時(shí)間尺度為小時(shí)量級(jí)。在鈉冷快堆中，堆芯損傷除堆芯熔化，還可能由于熔融燃料聚集引入正反應(yīng)性導(dǎo)致堆芯解體，事故進(jìn)程為秒量級(jí)[13]。

CDA源于堆芯產(chǎn)熱與釋熱持續(xù)的不平衡，造成不平衡的原因可能為超功率、失流、失熱阱等事故瞬態(tài)。根據(jù)事故進(jìn)程，CDA通?？煞譃?個(gè)階段：初始階段、過渡階段和解體階段。在初始階段，由于堆芯熱量產(chǎn)生和排出不平衡，燃料芯塊、元件包殼和冷卻劑溫度升高，局部冷卻劑沸騰，燃料或包殼開始熔化。該階段堆芯反應(yīng)性由燃料的多普勒效應(yīng)、堆芯的熱膨脹效應(yīng)及鈉空泡等多種現(xiàn)象共同決定。反應(yīng)堆若在此階段實(shí)現(xiàn)永久性的中子學(xué)停堆，堆芯幾何將保持完整，事故發(fā)展終止；但如果沒有引入足夠的負(fù)反饋終止事故，更多堆芯燃料和包殼可能熔化，事故進(jìn)入過渡階段。在過渡階段，大量組件熔穿盒壁，堆芯原始幾何遭到嚴(yán)重破壞，熔融燃料在重力和向上流動(dòng)的冷卻劑共同作用下沿徑向傳播，由于冷池鈉對(duì)堆芯熔融物的冷卻，冷卻劑流道可能堵塞，堆芯熔融物開始聚集并形成一定規(guī)模的熔融池。在此階段，反應(yīng)性變化主要由燃料的運(yùn)動(dòng)決定，如果熔融燃料聚集，將引入正反應(yīng)性，導(dǎo)致功率激增，帶來瞬時(shí)能量釋放，堆芯解體。堆芯解體階段，由于堆芯壓力升高，壓力梯度迫使堆芯解體，堆芯燃料膨脹，解體運(yùn)動(dòng)降低了材料密度引入負(fù)反饋，使堆芯變?yōu)樽銐虼闻R界的狀態(tài)，最終實(shí)現(xiàn)中子學(xué)停堆。

堆芯損傷的情景下，堆容器結(jié)構(gòu)完整性可能受能量釋放事件或熔融物熱沖擊的挑戰(zhàn)。在CDA情況下，超臨界能量釋放使燃料氣化升壓，燃料冷卻劑作用也可能使鈉氣化，高溫高壓氣體向上膨脹，推動(dòng)其上部的鈉團(tuán)加速運(yùn)動(dòng)，鈉團(tuán)與堆容器頂部接觸時(shí)，其將動(dòng)能傳給頂蓋，壓力沖擊最終可能導(dǎo)致頂蓋的密封性或完整性喪失[14]。另一方面，隨事故進(jìn)程的發(fā)展，堆芯熔融物如果得不到足夠冷卻，可能一直熔化并向堆容器底部跌落，堆容器下封頭受熱沖擊結(jié)構(gòu)失效。

2) 鈉火事故

金屬鈉極易在空氣環(huán)境中燃燒，形成Na2O和Na2O2氣溶膠，其與空氣的反應(yīng)如下：

金屬鈉還極易和水發(fā)生反應(yīng)，當(dāng)熱鈉與混凝土接觸時(shí)，混凝土中的水可被蒸發(fā)釋放，與鈉反應(yīng)。鈉與水的反應(yīng)如下：

鈉火、鈉水反應(yīng)都是劇烈的放熱化學(xué)反應(yīng)，其熱力學(xué)后果表現(xiàn)為發(fā)生鈉火房間的溫度和壓力升高，隨房間混凝土結(jié)構(gòu)溫度升高，可能危及房間內(nèi)的安全設(shè)備和系統(tǒng)及建筑結(jié)構(gòu)的安全[10]。

2.3 大量放射性釋放模式

根據(jù)池式鈉冷快堆放射性來源、包容邊界及重要的嚴(yán)重事故現(xiàn)象，可得到其大量放射性釋放的主要模式，如圖2所示。

在堆容器位置，有兩種主要的大量放射性釋放模式：1) 由于堆芯損傷，燃料密集引起超臨界能量釋放事件，使得堆容器頂部密封失效或結(jié)構(gòu)完整性喪失；2) 堆芯熔融物如果得不到足夠的冷卻，則可能熔穿堆容器下封頭，或由于一回路鈉溫度過高，熱蠕變?cè)斐扇萜鹘Y(jié)構(gòu)失效，堆芯熔融物及一回路鈉進(jìn)入堆坑?？紤]到堆容器完整性喪失后，一回路鈉進(jìn)入廠房大廳或堆坑會(huì)發(fā)生鈉火，以及安全殼的泄漏率，保守假設(shè)可將上述兩種模式的釋放作為大量放射性釋放處理。在一回路鈉凈化系統(tǒng)中，其放射性釋放的主要模式取決于包容小室安全功能的執(zhí)行狀態(tài)，如果發(fā)生鈉火事故時(shí)事故探測系統(tǒng)失效，或正常通風(fēng)未成功切換，放射性鈉氣溶膠直接排放入環(huán)境，其放射性釋放量由燃燒的一回路鈉決定。

圖2 池式鈉冷快堆大量放射性釋放模式

根據(jù)池式鈉冷快堆安全特點(diǎn)及放射性釋放的模式，可確定放射性釋放PSA分析終態(tài)(表3)。

3 放射性釋放PSA事件樹構(gòu)建

3.1 安全系統(tǒng)與事故緩解措施

為構(gòu)建池式鈉冷快堆放射性釋放事件樹，表4列出確保堆芯安全和緩解嚴(yán)重事故后果的主要安全系統(tǒng)。基于這些安全系統(tǒng)和嚴(yán)重事故現(xiàn)象，可構(gòu)建堆容器和一回路鈉凈化系統(tǒng)兩個(gè)位置的放射性釋放PSA事件樹。

3.2 堆容器放射性釋放事件樹

根據(jù)確定的放射性模式，可構(gòu)建堆容器放射性釋放事件樹，如圖3所示。

在堆容器的放射性釋放中，其發(fā)展進(jìn)程主要分為兩個(gè)階段，在引起電廠擾動(dòng)的始發(fā)事件發(fā)生后，電廠安全功能進(jìn)行響應(yīng)，主要包括停堆系統(tǒng)和熱排出系統(tǒng)，分別實(shí)現(xiàn)反應(yīng)性控制和確保堆芯冷卻兩大功能。如果安全系統(tǒng)響應(yīng)失敗，堆芯發(fā)生損傷，則進(jìn)入堆芯響應(yīng)階段，根據(jù)熔融燃料的行為，如果發(fā)生燃料密集，損傷堆芯可能造成堆容器頂部完整性喪失的能量釋放事件。如果堆容器頂部未失效，則主要關(guān)注熔融物是否能得到長時(shí)冷卻。根據(jù)堆容器放射性釋放事件樹，其造成放射性釋放的序列分析列于表5。

表3 池式鈉冷快堆放射性釋放終態(tài)分類

表4 池式鈉冷快堆主要安全系統(tǒng)與功能

圖3 堆容器放射性釋放事件樹

表5 堆容器放射性釋放序列分析

3.3 一回路鈉凈化系統(tǒng)釋放事件樹

在一回路鈉凈化系統(tǒng)中，通常會(huì)設(shè)置鈉泄漏和鈉火探測報(bào)警裝置，在探測到該類事故后，系統(tǒng)將自動(dòng)關(guān)閉與堆容器連接的截止閥，防止鈉大量泄漏，并將系統(tǒng)的正常通風(fēng)切換至事故排煙，將放射性鈉氣溶膠經(jīng)事故排煙系統(tǒng)過濾后再排放至大氣。根據(jù)事故報(bào)警和通風(fēng)系統(tǒng)狀態(tài)的組合，可得到鈉凈化系統(tǒng)放射性釋放的序列，其放射性釋放事件樹如圖4所示。

根據(jù)構(gòu)建的事件樹，一回路鈉凈化系統(tǒng)主要包含了5個(gè)放射性釋放序列，其釋放模式分為直接排放和過濾失效釋放，放射性釋放序列分析列于表6。

圖4 鈉凈化系統(tǒng)放射性釋放事件樹

表6 一回路鈉凈化系統(tǒng)放射性釋放序列分析

4 結(jié)論

本文結(jié)合池式鈉冷快堆設(shè)計(jì)和安全特點(diǎn)，對(duì)其放射性來源、包容邊界及破壞包容邊界完整性的嚴(yán)重事故進(jìn)行了分析，確定了池式鈉冷快堆大量放射性釋放的兩個(gè)位置，即堆容器和與之相連接的一回路鈉凈化系統(tǒng)。堆容器的放射性釋放主要由損傷的堆芯是否發(fā)生能量釋放事件、堆芯熔融物能否得到長時(shí)冷卻決定；一回路鈉凈化系統(tǒng)放射性鈉氣溶膠釋放主要由包容系統(tǒng)的正常通風(fēng)、事故排煙能否成功切換決定。根據(jù)池式鈉冷快堆放射性釋放模式，分別對(duì)堆容器和鈉凈化系統(tǒng)構(gòu)建了放射性釋放事件樹，并對(duì)釋放序列進(jìn)行了初步分析。本文根據(jù)池式鈉冷快堆安全特點(diǎn)所建立的放射性釋放事件樹具有一般性，對(duì)于特定的池式鈉冷快堆，可基于本文的事件樹模型確定成功準(zhǔn)則，通過故障樹、嚴(yán)重事故等分析實(shí)現(xiàn)放射性釋放序列的定量化。