孫大威，梅其良，付亞茹，韓建春，張姍姍

基于AST方法的AP1000失水事故放射性后果評價

孫大威，梅其良，付亞茹，韓建春，張姍姍

（上海核工程研究設(shè)計院，上海200233）

本文系統(tǒng)地闡述了可替代源項（AST）進(jìn)行AP1000失水事故劑量分析的基本方法，介紹了可能的放射源、安全殼內(nèi)去除機(jī)制及放射性物質(zhì)環(huán)境釋放途徑。為了評估失水事故造成的放射性性后果，針對國內(nèi)某AP1000濱海廠址實際特征，計算了主控制室工作人員有效劑量、非居住區(qū)邊界及規(guī)劃限制區(qū)外邊界公眾劑量，劑量結(jié)果分別滿足HAD 002／01-2010及GB6249-2011限值要求。同時，通過對關(guān)鍵參數(shù)的敏感性分析，進(jìn)一步確定了對劑量起主導(dǎo)作用的核素組，并且研究了個體年齡及運動狀態(tài)對其所接受劑量后果的影響。

可替代源項；失水事故；劑量后果

失水事故是反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)壓力邊界管道發(fā)生破損的事故，屬于“反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)裝量減少”事故中放射性后果最為嚴(yán)重的事故之一，在環(huán)境影響評價及安全分析報告中均需進(jìn)行相應(yīng)評價。

結(jié)合國內(nèi)某AP1000濱海廠址具體特征，采用AST分析方法（RG 1．183推薦的可替代源項分析方法）對該電廠開展失水事故放射性后果分析，評估事故對廠內(nèi)、廠外輻射影響。

1 源項分析

本文從“放射源”、“安全殼大氣內(nèi)放射性物質(zhì)的去除”和“安全殼大氣內(nèi)放射性物質(zhì)向環(huán)境的釋放”三方面進(jìn)行源項分析。

1.1 放射源

考慮三種可能的放射源，即反應(yīng)堆冷卻劑中初始累積放射性釋放、堆芯降級并熔化后放射性釋放及內(nèi)置換料水箱中碘再揮發(fā)釋放。

（1）反應(yīng)堆冷卻劑釋放

AP1000屬于先漏后破（LBB）型的電廠，反應(yīng)堆冷卻劑先于堆芯釋放。保守假設(shè)反應(yīng)堆冷卻劑中所有惰性氣體和碘短時間內(nèi)釋放到安全殼大氣中，實際上非閃蒸的部分碘仍會留在液相中。

（2）堆芯向安全殼釋放

AST方法，不但考慮了包殼破損，還考慮了嚴(yán)重的堆芯降級和熔化。對于采用LBB的電廠，破損包殼與燃料棒間隙內(nèi)放射性在事故后10 min開始釋放，持續(xù)0．5 h；其后為熔化導(dǎo)致的早期容器內(nèi)釋放，持續(xù)1．3 h。對于未采用LBB的電廠，事故后30 s即開始間隙釋放。將堆芯釋放的放射性核素劃分成8組，其中惰性氣體的釋放份額高達(dá)100%，碘及堿金屬釋放份額也較高，分別為40%及30%，各核素組具體釋放份額見表1。釋放的碘需區(qū)分具體形態(tài)，其中粒子碘占95%，元素碘和有機(jī)碘分別占4．85%和0．15%；惰性氣體以氣態(tài)形式存在，其他核素以氣溶膠形式存在。

表1 堆芯放射性釋放份額Table1 Core inventory fraction released into containment

（3）內(nèi)置換料水箱（IRWST）中碘的再揮發(fā)

圖1所示為冷凝流及堆腔注水示意圖，事故發(fā)生后，放射性物質(zhì)隨冷凝流從安全殼壁流下，分別進(jìn)入安全殼地坑和IRWST。失水事故發(fā)生后，磷酸三鈉非能動地溶解于再循環(huán)水中，維持其p H在7．0～9．5范圍內(nèi)。通過對p H的調(diào)節(jié)可以促使元素碘向非揮發(fā)的化學(xué)形態(tài)轉(zhuǎn)化，能夠抑制粒子態(tài)碘化銫向元素碘轉(zhuǎn)化，使粒子碘滯留在地坑水中。

IRWST中水不能完全排空，保守認(rèn)為IRWST中的水呈酸性，水中的粒子碘會轉(zhuǎn)變成元素碘，并在IRWST中核素衰變熱的驅(qū)動下，釋放到安全殼大氣。

1.2 安全殼大氣內(nèi)放射性物質(zhì)去除

AP1000類型核電廠引入非能動先進(jìn)設(shè)計理念，不依靠能動系統(tǒng)即可顯著去除事故后釋放到安全殼大氣中的氣溶膠和元素碘。保守的忽略有機(jī)碘及惰性氣體的自然去除。

圖1 冷凝流及堆腔注水示意圖Fig．1 Sketch for condensate drain and reactor vessel cavity injection

（1）元素碘自然去除

元素碘通過在安全殼內(nèi)結(jié)構(gòu)件表面的沉積被去除。標(biāo)準(zhǔn)審查大綱［2］中推薦的元素碘去除計算模型為：

式中：λe為元素碘的自然去除系數(shù)，h－1；Kw為質(zhì)量輸運系數(shù)，通常取4．9 m／h；Seff為可供沉積的表面積，m2；V為安全殼自由容積，m3。

計算得到元素碘自然去除系數(shù)為1．7 h－1。根據(jù)參考文獻(xiàn)［2］，安全殼大氣中元素碘的去除可一直持續(xù)至去污因子（DF）達(dá)到200為止。

（2）氣溶膠的去除

AP1000安全殼內(nèi)氣溶膠的去除有多種機(jī)制，主要包括重力沉降、擴(kuò)散電泳和熱電泳。其中，重力沉降主要是依靠重力作用，使懸浮在安全殼大氣中的氣溶膠沉降在設(shè)備或構(gòu)筑物的表面；擴(kuò)散電泳是依靠堆芯釋放的蒸汽與鋼安全殼內(nèi)表面附近氣體存在密度梯度，使蒸汽沿著該梯度運動，帶動氣溶膠向壁面運動；熱電泳是由于堆芯附近的溫度較高，而鋼安全殼溫度相對較低，自然存在的溫度梯度場使氣溶膠向安全殼定向運動。由于AP1000增加了非能動安全殼冷卻系統(tǒng)，顯著地增強了熱電泳的作用效果。沉積到安全殼內(nèi)壁的氣溶膠將隨著冷凝流

式中：Ai為各時刻安全殼內(nèi)核素i的活度，Bq；qi為核素i向安全殼的釋放率，Bq／h；λd，i為核素i的衰變常數(shù)，h－1；λe，i為核素i的自然去除系數(shù)，h－1；λl，i為從安全殼向環(huán)境的泄漏率，h－1。

從安全殼泄漏到環(huán)境的放射性活度，計算公式如下：

式中：Ri（T）為T時刻釋放到環(huán)境的核素i的活度，Bq；其余參數(shù)物理意義同上?；氐降乜右合嘀校瑥亩档腿珰ご髿庵械臍馊苣z放射性水平。通過上述三種去除機(jī)制作用，得到氣溶膠去除系數(shù)數(shù)值范圍為0．3～1．14 h－1。

1.3 放射性釋放途徑

失水事故后放射性向環(huán)境釋放包括兩個途徑：一個為安全殼空氣過濾系統(tǒng)（VFS）的凈化管道，另一個為安全殼泄漏。

（1）正常運行期間，每周要進(jìn)行安全殼排風(fēng)凈化。事故開始發(fā)生時，安全殼凈化機(jī)組可能正在運行中，待安全殼隔離信號產(chǎn)生后，凈化管線才隔離。隔離前，由破口噴出的反應(yīng)堆冷卻劑中攜帶的放射性物質(zhì)，通過凈化管線直接釋放到環(huán)境中。

（2）放射性物質(zhì)也可通過安全殼泄漏到環(huán)境中，24 h內(nèi)按照安全殼最大允許設(shè)計泄漏率釋放，24 h后由于安全殼內(nèi)壓力下降，泄漏率減半。

1.4 源項計算模型

安全殼內(nèi)核素放射性活度計算公式如下：

2 劑量后果評價

2.1 主控制室工作人員

2.1.1 主控制室受照途徑

事故后主控制室工作人員受到的照射方式包括：（1）附近廠房中放射性物質(zhì)直接外照射；（2）環(huán)境中污染空氣γ湮沒外照射；（3）主控制室內(nèi)污染空氣湮沒外照射；（4）主控制室內(nèi)污染空氣吸入內(nèi)照射。屏蔽分析表明，前兩種方式對主控制室劑量影響非常小，約占總劑量2%。本文主要分析進(jìn)入主控制室污染空氣輻射劑量水平。

2.1.2 主控制室通風(fēng)模式

AP1000主控制室除了包括非能動的應(yīng)急可居留系統(tǒng)（VES）通風(fēng)模式，還包括作為縱深防御的非放射性通風(fēng)系統(tǒng)（VBS）新風(fēng)過濾模式。當(dāng)廠外電有效時，優(yōu)先考慮VBS新風(fēng)過濾模式投入運行。同時分析了這兩種模式下主控制室工作人員劑量。

2.1.3 劑量計算模型

由于主控制室是一個有限大的空間，操作人員居留在主控制室內(nèi)的外照射有效劑量要比假定在半無限大煙羽中的情況小得多。有限大煙羽湮沒劑量（外照射有效劑量）計算公式如下：

主控制室吸入劑量（內(nèi)照射有效劑量）由下式計算：

式中：DEDE為外照射有效劑量，Sv；DCEDE為內(nèi)照射有效劑量，Sv；GF為主控制室?guī)缀涡拚蜃樱珿F＝351．6／V0．338；V為主控制室的自由容積，m3；DCF1，i為核素i的外照射有效劑量轉(zhuǎn)換因子［3］，Sv·m3／Bq·s；DCF2，i為核素i的內(nèi)照射有效劑量轉(zhuǎn)換因子［4］，Sv／Bq；（IAR）i，j為在時間段j內(nèi)主控制室累積的核素i活度，Bq·s／m3；BRj為時間段j內(nèi)主控制室工作人員的呼吸率［1］，m3／s；Oj為時間段j內(nèi)工作人員在主控制室內(nèi)的居留因子［1］。

2.1.4 劑量評價結(jié)果

表2所示為主控制室處于VES模式下及VBS新風(fēng)過濾模式下工作人員劑量，事故后30 d累積的有效劑量分別為13．7 mSv及9．67 mSv，均滿足HAD 002／01-2010［5］規(guī)定的50 mSv的劑量限值要求。同時，分析表明：IRWST中碘再揮發(fā)產(chǎn)生的劑量貢獻(xiàn)較高（尤其是在VES模式下），考慮該放射源的劑量貢獻(xiàn)是十分必要的；而冷卻劑中放射性相對較少，劑量貢獻(xiàn)也相對較小。

表2 主控制室劑量后果Table2 Control room dose consequences

圖2所示為事故后各時刻主控制室劑量，分析表明：兩種模式中內(nèi)照射有效劑量均顯著大于外照射有效劑量；兩種模式在事故后24 h內(nèi)劑量均顯著上升；VES模式中，事故后72 h壓縮空氣耗盡，由輔助風(fēng)機(jī)無過濾送風(fēng)，人員劑量快速上升，直至事故后168 h儲罐供氣恢復(fù)，工作人員接受劑量基本穩(wěn)定。

2.2 廠外公眾

廠外公眾劑量后果評價通?？紤]如下三種照射途徑：（1）煙羽湮沒外照射；（2）吸入內(nèi)照射；（3）地面沉積外照射。為了簡化分析，保守的忽略放射性核素在環(huán)境中的沉積和衰變。因此，本文主要考慮前兩種照射途徑的影響。

假設(shè)處于半無限大煙羽中，湮沒劑量由下式計算：

吸入劑量由下式計算：

式中：Ri，j為在時間段j內(nèi)釋放到環(huán)境的核素i活度，Bq；（χ／Q）j為時間段j內(nèi)的大氣彌散因子，s／m3，其余參數(shù)同上。

圖2 各時刻主控制室劑量Fig．2 Control room dose via time

表3所示為事故后極限2 h時間段內(nèi)廠外非居住區(qū)邊界公眾接受有效劑量及事故后30 d內(nèi)規(guī)劃限制區(qū)外邊界上公眾接受的有效劑量，劑量結(jié)果分別為162 mSv及25．8 mSv，均滿足GB 6249—2011［6］規(guī)定的250 mSv的劑量限值要求。

表3 廠外公眾劑量后果Table3 Off-site dose consequences

3 敏感性研究

3.1 主導(dǎo)核素組

廠外公眾及主控制室工作人員所受劑量主要來自于堆芯釋放。圖3描述了堆芯釋放的各核素組對規(guī)劃限制區(qū)外邊界公眾的劑量貢獻(xiàn)。

圖3表明，碘的劑量貢獻(xiàn)明顯高于其他核素組，主要原因是釋放量較大且對內(nèi)照射較敏感；惰性氣體及堿金屬劑量貢獻(xiàn)也較高，主要取決于核素釋放量較大；鋇組核素產(chǎn)生劑量也較高，約2．78 mSv。雖然鋇組釋放份額較少，但是該組中90Sr具有半衰期長且毒性大的特點，劑量后果較為顯著。

圖3 規(guī)劃限制區(qū)外邊界各核素組劑量貢獻(xiàn)Fig．3 Dose contributions of each radionuclide group in planning restricted area

3.2 吸入劑量

個體年齡及運動狀態(tài)的差別將會顯著影響其呼吸率，從而影響個體事故后的吸入劑量。ICRP對個體呼吸率進(jìn)行了研究，具體針對六個年齡段，即3個月、1歲、5歲、10歲、15歲及成人；四種運動狀態(tài)，即睡眠、靜坐、輕體力活動及重體力活動。表4所示為ICRP 71號報告推薦的不同年齡個體在不同運動狀態(tài)下呼吸率［7］。

表4 ICRP中不同年齡個體在不同運動狀態(tài)下呼吸率Table4 Breathing rate stipulated by ICRP for people with different ages and movements

表4中數(shù)據(jù)表明，同一種運動狀態(tài)下個體呼吸率隨著年齡增長顯著增加。然而，相關(guān)分析又表明隨著個體發(fā)育過程推進(jìn)，其對輻射敏感性會逐漸降低，即劑量轉(zhuǎn)換因子逐漸下降。為了分析呼吸率及輻射敏感性這兩種因素對吸入劑量的影響，采用ICRP 71中碘的劑量轉(zhuǎn)換因子及表4中睡眠情況下呼吸率，計算得到了非居住區(qū)邊界處的公眾因吸入放射性碘造成的劑量，見圖4。

圖4 不同年齡段公眾睡眠情況吸入劑量Fig．4 Inhalation dose for sleeping people with different ages

進(jìn)一步研究了規(guī)劃限制區(qū)外邊界處、不同運動狀態(tài)下的成人公眾因吸入放射性碘造成的劑量，具體見圖5。圖5結(jié)果表明，重體力活動成人公眾由于呼吸率較高，吸入劑量較高；睡眠情況吸入劑量最小。人員活動越劇烈吸入的污染空氣越多，產(chǎn)生的吸入劑量越高。

圖5 不同運動狀態(tài)下成人公眾吸入劑量Fig．5 Inhalation dose for adult with different movements

4 結(jié)論

1）失水事故廠外及主控制室劑量后果分別滿足GB 6249—2011及HAD 002／01—2010規(guī)定的劑量限值要求；劑量后果主要取決于堆芯釋放，但I(xiàn)RWST內(nèi)碘再揮發(fā)也具有一定的貢獻(xiàn)，RCS釋放影響不大。

2）AP1000設(shè)計上采用了非能動的安全級VES通風(fēng)系統(tǒng)，以及作為冗余的非安全級VBS通風(fēng)系統(tǒng)，兩套獨立模式均可顯著降低主控制室內(nèi)放射性水平，滿足事故情況下可居留性設(shè)計目標(biāo)。

3）VBS新風(fēng)過濾模式雖然為非安全級，但可投入情況下將對主控制室工作人員提供有效防護(hù)，后續(xù)可將維持電源投用可靠性及提高抗震能力作為該模式優(yōu)化方向；VES模式依靠壓縮空氣罐，為主控制室工作人員提供清潔空氣，同時以非能動的方法保持室內(nèi)正壓。

4）失水事故放射性后果分析，不應(yīng)僅考慮碘、惰性氣體及堿金屬的釋放，其他核素的貢獻(xiàn)也較為明顯。

5）事故后個體的年齡及運動狀態(tài)將會顯著影響其接受劑量。

［1］ NRC．Alternative radiological source terms for evaluating design basis accidents at nuclear power reactors，RG 1．183［R］．Washington：U．S．Nuclear Regulatory Commission，2000．

［2］ NRC．Containment spray as a fission product cleanup system，SRP 6．5．2［R］．Washington：U．S．Nuclear Regulatory Commission，2007．

［3］ Eckerman K F，Jeffrey C R．External exposure to radionuclides in air，water and soil［R］．Washington：United States Environmental Protection Agency，1993：58-73．

［4］ Eckerman K F，Wolbarst A B．Limiting values of radionuclide intake and air concentration and dose conversion factors for inhalation，submersion，and ingestion［R］．Washington：United States Environmental Protection Agency，1988：121-153．

［5］ 國家核安全局．H AD 002／01—2010核動力廠營運單位的應(yīng)急準(zhǔn)備和應(yīng)急響應(yīng)［S］．2010．

［6］ 環(huán)境保護(hù)部、國家質(zhì)量監(jiān)督檢驗檢疫總局．GB 6249—2011核動力廠環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定［S］．北京：中國環(huán)境科學(xué)出版社，2011．

［7］ ICRP．Age-dependent doses to members of the public from intake of radionuclides：Part 4 inhalation dose coefficients［J］．ICRP Publication 71，1995，25（3-4）：11．

AP1000 Loss of Coolant Accident Radiological Consequence Assessment Based on ATS Method

SUN Da-wei，MEI Qi-liang，F(xiàn)U Ya-ru，HAN Jian-chun，ZHANG Shan-shan

（Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute，Shanghai 200233，China）

Based on an alternative source term（AST），loss of coolant accident dose analysis method on AP1000 was elaborated．Prospective radiation source terms，major mechanisms of nuclide removal in a containment and release pathways were expounded here in this paper．In order to evaluate the radiological consequences of this accident，operator doses of control room and public doses of exclusion area and outer boundary of planning restricted area were calculated，based on the AP1000 coastal site．The requirements of HAD 002／01-2010 and GB6249-2011 can be met for all the above dose results．Meanwhile，by sensitivity analysis of key parameter，the predominant nuclide groups were determined．Furthermore，the individual age differences and movement state differences in effect of dose consequence were also studied in this paper．

alternative source term；loss of coolant accident；dose consequence

TL732

A

0258-0918（2016）01-0103-06

2015-02-27

孫大威（1982—），男，滿族，遼寧，工程師，碩士，從事輻射防護(hù)工作