MSLB事故源項(xiàng)及放射性后果分析

蔡 偉，葉 杰，徐良旺

(深圳中廣核工程設(shè)計(jì)有限公司 上海分公司，上海 200241)

評(píng)估設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故的放射性后果是核電廠(chǎng)環(huán)境影響評(píng)價(jià)和安全分析的重要內(nèi)容之一。此前國(guó)內(nèi)大多采用TID-14844[1]中的事故源項(xiàng)及全身和甲狀腺劑量準(zhǔn)則[2]進(jìn)行分析，但目前已開(kāi)始采用管理導(dǎo)則(RG)1.183[3]中定義的替代源項(xiàng)(AST)方法及總有效劑量當(dāng)量(TEDE)準(zhǔn)則[4-5]。相比而言，AST方法較TID-14844方法考慮的源項(xiàng)類(lèi)型和釋放時(shí)間等更全面。

與其他設(shè)計(jì)基準(zhǔn)事故相比，主蒸汽管道破裂(MSLB)具有一定的特殊性，其劑量主要來(lái)自二回路蒸汽釋放所攜帶的放射性核素，而蒸汽釋放受破口尺寸、電廠(chǎng)運(yùn)行條件等因素影響，有必要對(duì)其進(jìn)行詳細(xì)研究。為此，本工作擬建立系統(tǒng)響應(yīng)及事故源項(xiàng)分析模型，基于AST方法及TEDE準(zhǔn)則對(duì)AP1000核電廠(chǎng)MSLB事故放射性后果進(jìn)行評(píng)估，為核電廠(chǎng)的安全分析提供支持。

1 分析模型及假設(shè)

1.1 系統(tǒng)響應(yīng)分析

根據(jù)AP1000反應(yīng)堆特點(diǎn)[6]，在LOFT4AP程序中建立系統(tǒng)響應(yīng)分析模型，其主要節(jié)點(diǎn)示于圖1(圖中將每個(gè)環(huán)路2條冷管段合并為1條)。安全殼外的主蒸汽管道發(fā)生破裂后，大量蒸汽攜帶放射性物質(zhì)從破口快速?lài)姺牛⑨尫诺江h(huán)境中。在非安全級(jí)啟動(dòng)給水不可用的情況下，依靠非能動(dòng)余熱排出(PRHR)系統(tǒng)長(zhǎng)期導(dǎo)出堆芯衰變熱，并將反應(yīng)堆冷卻至安全停堆狀態(tài)。此外堆芯補(bǔ)水箱(CMT)起補(bǔ)水和硼化作用，使堆芯保持淹沒(méi)并控制反應(yīng)性。

圖1 系統(tǒng)響應(yīng)分析節(jié)點(diǎn)

根據(jù)設(shè)計(jì)經(jīng)驗(yàn)，影響MSLB事故蒸汽釋放的主要因素有：電廠(chǎng)初始條件(包括功率水平、反應(yīng)堆冷卻劑溫度、蒸汽發(fā)生器(SG)水裝量等)、破口尺寸和位置、噴放狀態(tài)、給水系統(tǒng)、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(RCS)儲(chǔ)熱等。為得到保守的蒸汽釋放量及釋放速率，分析時(shí)對(duì)系統(tǒng)參數(shù)作了假設(shè)(表1)。

表1 系統(tǒng)響應(yīng)分析假設(shè)

1.2 事故源項(xiàng)分析

根據(jù)AST方法，MSLB事故釋放的放射性核素包括碘、堿金屬和惰性氣體，其中碘為97%的元素態(tài)和3%的有機(jī)態(tài)，堿金屬全部為微粒態(tài)，惰性氣體全部為有機(jī)態(tài)。計(jì)算一回路碘源項(xiàng)時(shí)需考慮2種情況：事故前碘尖峰和事故并發(fā)碘尖峰。前者假設(shè)碘尖峰先于事故發(fā)生，在事故發(fā)生時(shí)碘活度達(dá)到平衡運(yùn)行限值的60倍；后者假設(shè)碘活度處于平衡運(yùn)行限值，在事故發(fā)生時(shí)引發(fā)碘尖峰，碘釋放率增加到平衡碘濃度對(duì)應(yīng)釋放率的500倍[7]。假設(shè)事故并發(fā)碘尖峰持續(xù)3.6 h。一回路惰性氣體和堿金屬的活度濃度為設(shè)計(jì)基準(zhǔn)的燃料破損水平(0.25%)對(duì)應(yīng)的值。由于惰性氣體進(jìn)入氣相，最后通過(guò)冷凝器空氣去除系統(tǒng)排放，故不考慮二回路惰性氣體的活度。計(jì)算時(shí)，一、二回路初始活度=初始活度濃度×水裝量，并假設(shè)二回路初始活度濃度為一回路的10%。

MSLB事故有3種釋放途徑：1) SG二次側(cè)冷卻劑以蒸汽形式從破口直接釋放；2) 一回路冷卻劑泄漏到破損SG二次側(cè)，不考慮汽水分配或沉積而直接釋放；3) 一回路冷卻劑泄漏到完好SG二次側(cè)并與之混合，經(jīng)水層過(guò)濾后釋放。相應(yīng)地，需分別計(jì)算6種釋放類(lèi)型：1) 事故前碘尖峰，從RCS釋放；2) 事故并發(fā)碘尖峰，從RCS釋放；3) 惰性氣體，從RCS釋放；4) 堿金屬，從RCS釋放；5) 碘，從二回路釋放；6) 堿金屬，從二回路釋放。最終的TEDE按下式計(jì)算：

(1)

式中：Di為釋放類(lèi)型i導(dǎo)致的放射性劑量；下標(biāo)A和B分別表示事故前碘尖峰和事故并發(fā)碘尖峰。

計(jì)算放射性釋放時(shí)采用如圖2所示的輸運(yùn)模型[3]。假設(shè)一回路冷卻劑中的放射性核素全部泄漏到破損SG二次側(cè)，由于啟動(dòng)給水系統(tǒng)不可用，因此破損SG燒干，則放射性核素不經(jīng)過(guò)濾緩解而直接閃蒸釋放，且分配系數(shù)為1。假設(shè)二回路冷卻劑中的放射性核素經(jīng)汽水分配后釋放，RG 1.183推薦碘分配系數(shù)為0.01，堿金屬分配系數(shù)(基于濕蒸汽夾帶限制)為0.001。本工作所取的分配系數(shù)更保守(表2)。

圖2 輸運(yùn)模型

一回路向二回路的泄漏率取技術(shù)規(guī)格書(shū)規(guī)定的限值，假設(shè)泄漏持續(xù)到事故后30 d，直到RCS被冷卻到100 ℃以下。假設(shè)破損SG中的放射性物質(zhì)隨水燒干而全部釋放。完好SG不會(huì)燒干，但保守假設(shè)其放射性在事故后1 h內(nèi)全部釋放。

表2 分配系數(shù)

2 計(jì)算過(guò)程與結(jié)果

2.1 系統(tǒng)響應(yīng)分析結(jié)果

進(jìn)行系統(tǒng)響應(yīng)分析的目的是確定二回路蒸汽釋放速率、MSIV關(guān)閉時(shí)間(t1)、傳熱管裸露時(shí)間(t2)、破損SG燒干時(shí)間(t3)和PRHR系統(tǒng)啟動(dòng)時(shí)間(t4)等關(guān)鍵時(shí)間點(diǎn)，進(jìn)而計(jì)算二回路放射性釋放(釋放類(lèi)型5和6)及劑量。首先對(duì)不同功率水平及SG水裝量工況進(jìn)行初步分析，結(jié)果列于表3。由表3可見(jiàn)，較低功率工況(0～70%FP)下的系統(tǒng)響應(yīng)較相似，但滿(mǎn)功率工況(102%FP)卻有較大區(qū)別。為使分析結(jié)果更準(zhǔn)確、更包絡(luò)，考慮增加3種工況：75%FP、80%FP和90%FP，計(jì)算結(jié)果列于表3。

表3 響應(yīng)時(shí)間計(jì)算結(jié)果

分析表3可知，在相同功率下，SG水裝量越大，t1～t4越大。此外，無(wú)論SG水裝量取最大值或最小值，系統(tǒng)響應(yīng)均隨功率變化呈現(xiàn)相似的變化規(guī)律，即：1) 在較高功率(>75%FP)時(shí)，由于主蒸汽管低壓力信號(hào)產(chǎn)生時(shí)間較晚，使得MSIV關(guān)閉較晚，而在較低功率(<75%FP)時(shí)則關(guān)閉迅速；2) 在較高功率時(shí)，t1～t4均隨功率的減小而減小，而在較低功率時(shí)，t1隨功率的減小而略有減小，t2～t4則隨功率的減小而增大；3) 工況D1和D2(75%FP)為過(guò)渡工況，其系統(tǒng)響應(yīng)分別與較低功率和較高功率的工況相似。

SG平均蒸汽釋放速率按下式計(jì)算：

W=(M0-M1)/t

(2)

式中：W為平均釋放速率；M0為初始水裝量；M1為最終水裝量；t為釋放時(shí)間。

由于MSIV關(guān)閉后，完好SG即被隔離，僅有破損SG繼續(xù)噴放，因此完好SG的釋放時(shí)間即為t1，破損SG的釋放時(shí)間即為t3。各工況下SG蒸汽釋放速率計(jì)算結(jié)果列于表4。

表4 SG蒸汽釋放計(jì)算結(jié)果

表4數(shù)據(jù)呈現(xiàn)如下規(guī)律：1) 在較高功率時(shí)，完好與破損SG的釋放總量與平均釋放速率均隨功率減小而增大；2) 在較低功率時(shí)，完好SG的釋放總量很小，剩余水裝量很多，平均釋放速率隨功率減小而增大，破損SG的釋放總量隨功率減小而增大，但釋放速率則隨之減?。?) 工況D1和D2是過(guò)渡工況，其蒸汽釋放分別與較低功率和較高功率的工況相似。

由于事故后的放射性劑量取決于放射性釋放總量及釋放速率，因此在較高功率時(shí)，工況A、B可被工況C包絡(luò)，無(wú)需單獨(dú)計(jì)算，而對(duì)較低功率和過(guò)渡工況則需分別計(jì)算。

對(duì)系統(tǒng)響應(yīng)的分析共計(jì)算了5 000 s，期間由于PRHR系統(tǒng)啟動(dòng)冷卻了一回路，使得完好SG傳熱管并未裸露，SG安全閥也并未開(kāi)啟，可見(jiàn)假設(shè)完好SG中的放射性物質(zhì)在事故后1 h內(nèi)全部釋放是非常保守的。

2.2 劑量分析結(jié)果

對(duì)于破損SG，按下式分階段計(jì)算放射性核素釋放速率：

(3)

式中：SⅠ、SⅡ分別為第1、第2階段源項(xiàng)釋放速率；P為分配系數(shù)；c為核素的初始活度濃度；t為時(shí)間。其他參數(shù)的取值參考表3、4。對(duì)于完好SG也按式(3)計(jì)算，僅將其中的t3換成1 h，t2換成t1。

將放射性核素釋放速率輸入TITAN5程序進(jìn)行劑量分析。劑量計(jì)算模型及相關(guān)參數(shù)參考文獻(xiàn)[7]。計(jì)算得到的劑量包括3部分：極限的2 h間隔內(nèi)廠(chǎng)址隔離區(qū)邊界(SB)、30 d內(nèi)低人口密度區(qū)外邊界(LPZ)和主控室(CR)。對(duì)于SB劑量，考慮事故前碘尖峰和事故并發(fā)碘尖峰，極限的2 h間隔分別為0～2 h和3.6～5.6 h。計(jì)算結(jié)果列于表5，表5中僅給出各釋放類(lèi)型極限工況的結(jié)果。對(duì)于SB和LPZ，極限工況是G2(0%FP)，對(duì)于CR，極限工況是D2(75%FP)。

表5 劑量計(jì)算結(jié)果

最終的TEDE值列于表6。從表5、6可知：1) 劑量結(jié)果滿(mǎn)足RG 1.183限值要求；2) SB劑量有較大的安全裕量，而LPZ和CR劑量的安全裕量較小，是事故的主要風(fēng)險(xiǎn)；3) LPZ劑量主要來(lái)自于一回路事故并發(fā)碘尖峰釋放，而CR劑量主要來(lái)自于二回路碘釋放；4) 惰性氣體釋放導(dǎo)致的劑量極小，可忽略。

國(guó)標(biāo)GB 6249—2011[8]中規(guī)定的限值為“非居住區(qū)邊界(EAB)上在事故后2 h內(nèi)以及規(guī)劃限制區(qū)外邊界(PRAB)上在事故期間的有效劑量均小于100 mSv”。由于SB與EAB、LPZ與PRAB均基本可視為等同，因此劑量計(jì)算結(jié)果滿(mǎn)足國(guó)標(biāo)GB 6249—2011限值要求，且有較大裕量。

不同水裝量下，二回路放射性釋放導(dǎo)致的LPZ和CR劑量隨功率水平的變化分別示于圖3和4。從圖3、4可見(jiàn)，LPZ劑量隨功率增大而減小，CR劑量隨功率增大呈先增大后減小的趨勢(shì)，在功率約75%FP處達(dá)到峰值。在相同功率水平下，SG水裝量增加將導(dǎo)致LPZ劑量增大，CR劑量減小(除過(guò)渡工況D外)。

圖3 LPZ劑量隨功率水平的變化

圖4 CR劑量隨功率水平的變化

3 參數(shù)敏感性分析

定性分析可知，除功率水平與SG水裝量外，分配系數(shù)也會(huì)影響二回路放射性釋放導(dǎo)致的劑量，因此需對(duì)此作敏感性分析。

針對(duì)導(dǎo)致極限CR劑量的工況D2，修改破損SG分配系數(shù)如下：對(duì)于第5種釋放類(lèi)型，在傳熱管裸露前，碘分配系數(shù)由1改為0.1和0.5；對(duì)于第6種釋放類(lèi)型，在傳熱管裸露前，堿金屬分配系數(shù)由0.01改為0.05和0.1。其他參數(shù)及假設(shè)不變。

敏感性分析結(jié)果列于表7。由表7可見(jiàn)，分配系數(shù)對(duì)CR劑量有很大影響，而對(duì)SB和LPZ劑量無(wú)影響。CR劑量隨分配系數(shù)增大而迅速增大，且基本呈線(xiàn)性關(guān)系，這是因?yàn)镃R劑量主要來(lái)自于放射性吸入，分配系數(shù)越大，早期經(jīng)通風(fēng)進(jìn)入主控室的放射性越多，導(dǎo)致吸入劑量越大。

表7 敏感性分析結(jié)果

本工作中，假設(shè)破損SG在整個(gè)釋放階段碘分配系數(shù)為1，即RG 1.183推薦值的100倍，這使得計(jì)算的CR劑量偏高，但仍低于RG 1.183的限值，證明該假設(shè)非常保守。

4 結(jié)論

1) MSLB事故極限工況下，SB、LPZ和CR的TEDE值均滿(mǎn)足RG 1.183和GB 6249—2011限值要求。

2) LPZ和CR劑量的安全裕量較小，是事故的主要風(fēng)險(xiǎn)所在，前者主要來(lái)自于一回路事故并發(fā)碘尖峰釋放，后者主要來(lái)自于二回路碘釋放。

3) 二回路放射性釋放導(dǎo)致的LPZ劑量隨功率增大而減小，CR劑量隨功率增大呈先增大后減小的趨勢(shì)。此外，CR劑量隨分配系數(shù)增加而迅速增大，但SB和LPZ劑量幾乎不變。

參考文獻(xiàn)：

[1] DINUNNO J J, ANDERSON F D, BAKER R E, et al. Calculation of distance factors for power and test reactors sites, TID-14844[R]. Washington: U. S. Atomic Energy Commission, 1962.

[2] 中廣核工程有限公司. 壓水堆核電廠(chǎng)核島設(shè)計(jì)[M]. 北京:原子能出版社,2010.

[3] NRC. Alternative radiological source terms for evaluating design basis accidents at nuclear power reactors, RG 1.183[S]. Washington: U. S. Nuclear Regulatory Commission, 2000.

[4] 鄭嘯宇,黃高峰,曹學(xué)武. 利用可選擇源項(xiàng)分析SGTR事故放射性后果的研究[J]. 核動(dòng)力工程,2010,31(5):108-112.

ZHENG Xiaoyu, HUANG Gaofeng, CAO Xue-wu. Study on radiological consequence induced by SGTR accident with alternative source term[J]. Nuclear Power Engineering, 2010, 31(5): 108-112(in Chinese).

[5] 黃高峰,佟立麗,鄧堅(jiān),等. 利用可選擇源項(xiàng)分析大破口失水事故的放射性后果[J]. 原子能科學(xué)技術(shù),2009,43(8):738-742.

HUANG Gaofeng, TONG Lili, DENG Jian, et al. Radiological consequences in large break loss of coolant accident with alternative source term[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2009, 43(8): 738-742(in Chinese).

[6] 林誠(chéng)格. 非能動(dòng)安全先進(jìn)壓水堆核電技術(shù)[M]. 北京:原子能出版社,2010.

[7] Westinghouse Electric Company. AP1000 design control document, Rev. 17[R]. USA: Westinghouse Electric Company, 2008.

[8] 環(huán)境保護(hù)部. GB 6249—2011 核動(dòng)力廠(chǎng)環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定[S]. 北京:中國(guó)環(huán)境科學(xué)出版社,2011.