馮宗洋，張建崗，楊亞鵬，賈林勝，王任澤，王 寧

(中國輻射防護(hù)研究院，太原 030006)

1 事故釋放源項(xiàng)

本文估算的源項(xiàng)是指反應(yīng)堆發(fā)生事故后釋放到環(huán)境中的氣載放射性物質(zhì)的特征，包括釋放量、釋放時(shí)序[1]。核電廠事故堆芯裂變產(chǎn)物向環(huán)境釋放通常包括五個(gè)階段：冷卻劑釋放、氣隙釋放、壓力容器內(nèi)早期釋放、壓力容器釋放、壓力容器外部釋放[2]。在事故應(yīng)急工況，尤其是發(fā)生堆芯裸露，堆芯衰變熱得不到及時(shí)排出，溫度達(dá)到包殼熔點(diǎn)(確定性分析中定義包殼峰值溫度達(dá)到1 024 ℃)后堆芯將發(fā)生損傷，此時(shí)包殼發(fā)生破裂完整性喪失稱為包殼失效，若溫度繼續(xù)升高，達(dá)到燃料熔點(diǎn)后，燃料發(fā)生熔化，即發(fā)生了堆芯熔化。在NUREG-2122[2]中將導(dǎo)致堆芯釋放出能夠給工作人員健康造成影響的損傷定義為堆芯損傷。冷卻劑中的積存量相對(duì)堆芯釋放來說太小，在估算釋放源項(xiàng)時(shí)可不予考慮。

根據(jù)《輕水堆核電廠事故釋放源項(xiàng)(NUREG-1465)》[3]事故釋放源項(xiàng)估算主要包括54種對(duì)輻射照射有重要貢獻(xiàn)的放射性核素，這些核素根據(jù)其揮發(fā)性、化學(xué)相似性分為8個(gè)組。同時(shí)NUREG-1465也給出了不同事故釋放階段堆芯裂變產(chǎn)物釋放到安全殼的份額，列于表1。

表1 PWR 裂變產(chǎn)物分組及向安全殼釋放份額[2]Tab.1 Radionuclide groups and release fraction into containment[2]

2 估算方法

2.1 源項(xiàng)計(jì)算的基本步驟

源項(xiàng)估算的主要思想是根據(jù)核電廠防止放射性釋放縱深防御三道屏障和事故條件下可能釋放的途徑，將電廠分為若干的隔間，然后根據(jù)工況條件計(jì)算放射性核素在這些隔間的轉(zhuǎn)移過程，得到最終釋放到環(huán)境的氣載放射性核素。計(jì)算時(shí)按照特定時(shí)間步長計(jì)算從電廠設(shè)施內(nèi)向環(huán)境的釋放源項(xiàng)，如通常采用的15分鐘步長。釋放源項(xiàng)估算的基本步驟如下：

(1)分析電廠事故工況，確定堆芯損傷狀態(tài)(無損傷、包殼失效、堆芯熔化)、堆芯損傷份額、主要釋放的核素；

(2)估算放射性核素的積存量和釋放份額；

(3)根據(jù)工況條件確定釋放途徑，并確定不同核素在相應(yīng)釋放途徑的減弱機(jī)制，如安全殼內(nèi)噴淋、自然沉降、管道沉積、通風(fēng)過濾、衰變等；

(4)根據(jù)開始釋放時(shí)間和用戶定義源項(xiàng)估算步長，計(jì)算每一釋放時(shí)段內(nèi)向環(huán)境釋放的核素種類和活度。

表2給出了7種源項(xiàng)估算方法要考慮的釋放途徑。

表2 PWR 源項(xiàng)估算方法與釋放途徑[2]Tab.2 Methods of estimating source terms and release pathways[2]

表3給出了核電廠源項(xiàng)估算常用減弱機(jī)制和減弱因子,表中減弱機(jī)制沒有考慮核素的衰變，同樣表中的減弱機(jī)制和減弱因子只適用于非惰性氣體核素。不同源項(xiàng)計(jì)算方法是否考慮核素衰變修正的情況匯總列于表4。

表3 核電廠源項(xiàng)估算減弱因子匯總表[3]Tab.3 Summary of nuclear power plant reduction factor[3]

表4 不同源項(xiàng)計(jì)算方法對(duì)應(yīng)的核素衰變修正Tab.4 Correction of nuclide decay corresponding to different source term estimation methods

事故條件下，尤其是事故早期，NPP工況條件可能很復(fù)雜，可用的數(shù)據(jù)有限，而源項(xiàng)估算卻是急迫的，采用精確的、機(jī)理性的方法去估算源項(xiàng)是十分不現(xiàn)實(shí)的。采用經(jīng)驗(yàn)的、快速的估算方法是相對(duì)合理的，下面章節(jié)對(duì)7種實(shí)用的核電廠事故釋放源項(xiàng)快速估算方法進(jìn)行簡要介紹。

2.2 基于堆芯裸露時(shí)間估算源項(xiàng)

利用堆芯裸露時(shí)間與堆芯狀態(tài)對(duì)應(yīng)關(guān)系估算釋放源項(xiàng)是嚴(yán)重事故源項(xiàng)估算常用方法，如大LOCA事故，基本步驟包括堆芯積存量估算、釋放份額確定、釋放途徑及釋放過程中核素減弱計(jì)算。堆芯積存量估算要考慮的反應(yīng)堆類型、燃耗、功率水平、換料及運(yùn)行歷史等多個(gè)方面因素；釋放份額要考慮堆芯損傷狀態(tài)、份額、事故發(fā)展的過程，估算堆芯釋放份額首先需要明確真實(shí)事故序列更貼近冷卻劑喪失事故(LOCA)序列還是長期全廠斷電(LTSBO)事故序列[5]，然后利用表5和表6給出的損傷狀態(tài)和堆芯再淹沒時(shí)間關(guān)系數(shù)據(jù)確定損傷份額，最后根據(jù)表1中的釋放份額估算堆芯核素釋放份額；基于堆芯裸露時(shí)間源項(xiàng)估算方法的釋放途徑通常要考慮安全殼泄漏、蒸汽發(fā)生器傳管破裂(SGTR)和安全殼旁通。

表5 LTSBO-PWR堆芯損傷狀態(tài)與恢復(fù)淹沒時(shí)間關(guān)系[5]Tab.5 LTSBO-PWR relationship between core damage state and core recovered time

表6 LOCA-PWR損傷狀態(tài)和堆芯恢復(fù)淹沒時(shí)間關(guān)系[5]Tab.6 LOCA-PWR relationship between core damage state and core recovered time

2.3 基于堆芯損傷狀態(tài)估算源項(xiàng)

事故條件下，通過堆芯出口溫度、壓力容器水位、安全殼氫氣濃度等監(jiān)測參數(shù)可以估算堆芯的損傷狀態(tài)，進(jìn)而用來估算釋放源項(xiàng)，這種方法主要適用于堆芯沒有發(fā)生熔化的狀態(tài)，如堆芯無損傷、尖峰釋放、包殼失效等工況。對(duì)于無損傷工況主要指正常運(yùn)行階段堆芯冷卻劑內(nèi)累積的放射性核素向環(huán)境的釋放；尖峰釋放要考慮尖峰的大小，通常用尖峰因子來表征，冷卻劑中受尖峰影響明顯的是碘和銫，這兩種元素在冷卻劑中的濃度估算方法采用正常運(yùn)行濃度乘以尖峰因子。

2.4 基于安全殼輻射水平估算源項(xiàng)

發(fā)生大LOCA事故后，冷卻劑或堆芯釋放的放射性核素將釋放到安全殼，安全殼輻射水平會(huì)顯著上升，根據(jù)事故后安全殼輻射水平估算釋放源項(xiàng)需要3個(gè)步驟：

首先是根據(jù)輻射水平、噴淋狀態(tài)等條件估算堆芯損傷狀態(tài)，并確定堆芯釋放份額；接下來估算釋放到安全殼內(nèi)的核素的量；最后估算從安全殼泄漏到環(huán)境的放射性核素的量。

安全殼輻射水平與堆芯發(fā)生1%損傷的對(duì)應(yīng)關(guān)系可以用指數(shù)衰減的函數(shù)表示[5]：

1%MR=a×e-bt

(1)

其中，1%MR：堆芯發(fā)生1%熔化時(shí)安全殼的輻射水平,Gy/h；a為刻度系數(shù)，單位為Gy/h；b為刻度系數(shù)，單位為1/h；t為停堆后的時(shí)間，h。表7給出了刻度系數(shù)a和b的取值。

表7 安全殼輻射監(jiān)測計(jì)對(duì)數(shù)內(nèi)插或外推參數(shù)值[5]Tab.7 Containment radiation monitor reading interpolation/extrapolation parameter values

根據(jù)安全殼實(shí)時(shí)輻射水平判斷堆芯狀態(tài)的公式如下：

(2)

其中，DF為輻射水平比值，無量綱；MR為安全殼輻射水平，Gy/h。根據(jù)式(1)、(2)和表1估算釋放到安全殼內(nèi)的核素積存量。

如果利用上式計(jì)算DF大于等于1，那么堆芯的損傷狀態(tài)判定為堆芯熔化，堆芯熔化的份額上限為100%；如果如果利用上式計(jì)算所得的DF小于1，堆芯損傷狀態(tài)判定為包殼失效。

2.5 基于冷卻劑取樣估算源項(xiàng)

在堆芯發(fā)生顯著損傷后有較多的放射性物質(zhì)釋放到冷卻劑，事故后冷卻劑采樣分析結(jié)果也可以作為源項(xiàng)估算的一種方法。事故響應(yīng)階段或回顧性評(píng)價(jià)階段，冷卻劑取樣濃度可以用于估算冷卻劑泄漏時(shí)釋放源項(xiàng)，基本步驟為：

(1)獲取冷卻劑取樣濃度，并估算開始釋放時(shí)冷卻劑的濃度；

(2)計(jì)算每一釋放時(shí)段冷卻劑核素泄漏量和減少量；

(3)計(jì)算每一釋放時(shí)段向環(huán)境的釋放量。

2.6 基于安全殼空氣取樣估算源項(xiàng)

安全殼是核電廠防止大量放射性核素釋放的重要屏障，若事故階段堆芯及一回路放射性釋放到安全殼，并且安全殼受高溫、高壓影響密封性能下降，放射性核素可能釋放到環(huán)境中。利用事故后取樣結(jié)果估算釋放源項(xiàng)的步驟包括：

(1)獲取安全殼取樣濃度和積存量；

(2)估算安全殼減弱因子，如噴淋、自然沉降、衰變等；

(3)估算經(jīng)安全殼向環(huán)境釋放的量。

2.7 基于流出物核素釋放速率或濃度估算源項(xiàng)

流出物中核素釋放速率或釋放濃度通常通過實(shí)驗(yàn)室取樣分析得到?；诹鞒鑫镝尫潘俾驶驖舛裙浪阍错?xiàng)，不考慮釋放減弱機(jī)制的影響，如過濾等。

單釋放時(shí)段向環(huán)境釋放量計(jì)算公式為：

(3)

式中，Ii(ΔT)為單釋放時(shí)段核素i環(huán)境釋放量，Bq；Ri(t)為流出物中核素釋放速率，Bq/s；ΔT為單釋放步釋放時(shí)長，s。

ΔT足夠小或釋放速率不變時(shí)：

Ii(ΔT)=Ri(t)×ΔT

(4)

已知流出物釋放濃度(Bq/m3)和流出物排放流量(m3/h)，那么核素釋放速率為：

Ri(t)=Ci(t)×FStack(t)

(5)

式中，Ci(t)為流出物中核素i的濃度，Bq/m3；FStack(t)為煙囪排放流量，m3/s。

2.8 基于流出混合物監(jiān)測估算源項(xiàng)

核電廠氣載流出物一般可分為三類：惰性氣體、碘和氣溶膠，在煙囪排放系統(tǒng)通常安裝有監(jiān)測或取樣系統(tǒng)，用于監(jiān)測和控制向環(huán)境的排放，監(jiān)測和取樣結(jié)果同樣可以用于事故釋放源項(xiàng)估算。

排放時(shí)，反應(yīng)堆是否停堆，開始釋放時(shí)間、取樣或監(jiān)測時(shí)間都影響釋放核素的量和組份，通常分為3種情形[3]：

(1) 若釋放期間，反應(yīng)堆沒有停堆，碘、惰性氣體和氣溶膠中的核素比例和反應(yīng)堆堆芯積存量保持一致。單個(gè)核素的釋放速率為該類核素釋放總速率乘以核素份額。

(2)若流出物開始排放時(shí)間早于停堆時(shí)間，那么整個(gè)釋放過程分為兩個(gè)階段：停堆前釋放和停堆后釋放。停堆前釋放階段核素活度份額和停堆時(shí)刻堆芯積存量計(jì)算結(jié)果中的核素份額保持一致，停堆后的份額需要考慮核素衰變的影響。若取樣是在停堆之后，停堆之前階段的釋放速率要考慮到核素衰變修正。

(3)若流出物排放在停堆之后，核素取樣或監(jiān)測結(jié)果在開始釋放之后，首先要計(jì)算取樣時(shí)刻流出物中核素的活度份額，然后根據(jù)衰變計(jì)算開始釋放時(shí)刻的釋放速率，最后計(jì)算每一釋放時(shí)間步長內(nèi)的釋放速率。

3 程序開發(fā)

3.1 開發(fā)概況

程序開發(fā)平臺(tái)采用Visual Studio 2010，采用C++程序語言進(jìn)行開發(fā)。程序?yàn)閱螜C(jī)版程序,計(jì)算時(shí)間小于1 min。圖1和圖2給出了兩個(gè)計(jì)算參數(shù)輸入界面。

圖1 核電廠基本參數(shù)輸入界面Fig.1 Input Interface of Basic Parameters of NPP

圖2 源項(xiàng)估算方法選擇界面Fig.2 Option of Methods of Estimating Source Term

3.2 典型結(jié)果與分析

這里對(duì)比分析了利用本程序和美國NRC RASCAL4.2計(jì)算15分鐘堆芯裸露時(shí)間導(dǎo)致的釋放源項(xiàng)結(jié)果。兩種程序的釋放源項(xiàng)包含有22種相同核素,最大偏差核素為Xe-138,相對(duì)偏差不超過1%。表8為主要的輸入?yún)?shù)。表9 給出了計(jì)算結(jié)果對(duì)比情況。

表8 15分鐘堆芯裸露時(shí)間源項(xiàng)估算主要輸入?yún)?shù)Tab.8 Main input parameters used to estimate source term for reactor core uncovered for 15 minutes

表9 15分鐘堆芯裸露安全殼泄漏釋放源項(xiàng)計(jì)算主要結(jié)果對(duì)比Tab.9 Results of source term for reactor core uncovered for 15 minutes

4 結(jié)論

本文簡要介紹了反應(yīng)堆事故條件下7種常用的源項(xiàng)估算方法，這些方法和美國NRC RASCAL軟件相似。開發(fā)了相應(yīng)的源項(xiàng)估算程序，其計(jì)算結(jié)果也與美國NRC結(jié)果非常接近。

本程序中的7種源項(xiàng)估算方法均適用于M310反應(yīng)堆，能夠快速計(jì)算事故釋放源項(xiàng)，為反應(yīng)堆事故應(yīng)急響應(yīng)過程中的環(huán)境輻射后果評(píng)價(jià)、應(yīng)急決策和防護(hù)行動(dòng)建議提供基本的參考數(shù)據(jù)，對(duì)于具有堆腔注水冷卻系統(tǒng)、雙層安全殼、安全殼過濾排放系統(tǒng)等設(shè)計(jì)特點(diǎn)的三代反應(yīng)堆其適用性還需要進(jìn)一步研究。國內(nèi)反應(yīng)堆機(jī)組類型較多，每一種機(jī)組其設(shè)計(jì)特征不同，很難建立起一個(gè)統(tǒng)一的標(biāo)準(zhǔn)方法，應(yīng)該根據(jù)各種機(jī)組的特點(diǎn)開展源項(xiàng)估算方法和程序研究，這對(duì)提高核電廠應(yīng)急準(zhǔn)備與響應(yīng)具有重要的意義。