胡 雨,方 棟,朱學(xué)農(nóng)
(1.中電投電力工程有限公司,上海 200233; 2.清華大學(xué)核能與新能源技術(shù)研究院,北京 100084)
美國(guó)在1962年頒布了TID-14844[1],將選址假想事故源項(xiàng)界定為全堆熔化,考慮堆芯100%的惰性氣體、50% 的碘和1% 的固體裂變產(chǎn)物釋放到安全殼大氣中,且明確事故時(shí)專(zhuān)設(shè)安全設(shè)施的去除作用不予考慮。但1979 年美國(guó)三哩島事故只向環(huán)境釋放了少于20 Ci 對(duì)人體構(gòu)成顯著危害的131I和大約43 000 Ci 的85Kr,使人們認(rèn)識(shí)到在考慮安全殼噴淋的情況下,事故向環(huán)境釋放的放射性物質(zhì)遠(yuǎn)小于TID-14844 的假設(shè)。按照該技術(shù)文件確定的選址假想事故源項(xiàng)過(guò)于保守,導(dǎo)致確定的廠址距離因子過(guò)大,影響了核電廠址選擇的范圍。因此,在TID-14844之后,美國(guó)于1974年出版了《評(píng)價(jià)壓水堆失水事故潛在輻射后果所采用的計(jì)算假定》RG 1.4[2],考慮專(zhuān)設(shè)安全系統(tǒng)的去除作用。同時(shí)對(duì)三哩島核電廠等嚴(yán)重事故工況下裂變產(chǎn)物釋放時(shí)間、核素種類(lèi)、化學(xué)形式等進(jìn)行深入分析研究,美國(guó)核管會(huì)于1995 年出版了NUREG-1465[3]。為對(duì)確定事故源項(xiàng)應(yīng)考慮的釋放時(shí)間、數(shù)量和碘的化學(xué)形式等做出更加接近現(xiàn)實(shí)的假設(shè),2000 年美國(guó)核管會(huì)直接借鑒NUREG-1465發(fā)布了RG 1.183[4],適用于在1997 年1月10 日之后的申請(qǐng)者申請(qǐng)建造執(zhí)照、設(shè)計(jì)證書(shū)或聯(lián)合執(zhí)照。
《核動(dòng)力廠環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定》(GB 6249—2011[5])要求在審批廠址階段以選址假想事故作為事故釋放源項(xiàng)確定非居住區(qū)和規(guī)劃限制區(qū)邊界。該事故僅適用于審批廠址階段,作為確定廠址非居住區(qū)、規(guī)劃限制區(qū)邊界的依據(jù)[6]。GB 6249—2011僅給出了確定選址假想事故源項(xiàng)的基本原則,并沒(méi)有給出具體方法,目前我國(guó)在建和擬建的核電廠確定選址假想事故源項(xiàng)主要參照RG 1.183。
在以往的選址源項(xiàng)計(jì)算模型中,主要針對(duì)大型壓水堆,大型壓水反應(yīng)堆布置在地面。而最新研發(fā)的小型反應(yīng)堆核電站,如mPower、Nuscale等,都選擇了將反應(yīng)堆布置在地面以下的設(shè)計(jì),這樣相對(duì)大堆而言小型壓水堆多一層安全屏障。本文正是針對(duì)小型先進(jìn)反應(yīng)堆的布置特點(diǎn),對(duì)傳統(tǒng)的選址源項(xiàng)模型進(jìn)行修改,使之更加符合先進(jìn)小型壓水堆的設(shè)計(jì)特點(diǎn),嘗試計(jì)算其對(duì)選址源項(xiàng)的影響。
據(jù)GB 6249的要求,在選址階段,選址源項(xiàng)要考慮全堆芯熔化的情況,但安全殼可假定結(jié)構(gòu)功能完整。放射性釋放物釋放的場(chǎng)景RG 1.183做了假定,RG 1.183將假想事故后放射性釋放入安全殼分為3個(gè)階段: 冷卻劑釋放、間隙釋放、早期壓力容器內(nèi)釋放。各階段釋入安全殼的放射性份額列于表1。
表1 釋放到安全殼內(nèi)的放射性份額Tab.1 Radioactivity released into the containment vessel
1) 釋放量占堆芯總積存量的份額, “—”表示不考慮。
冷卻劑中的放射性總量是基于0.25%的燃料破損假設(shè)計(jì)算而得,因此冷卻劑釋放階段釋放的放射性物質(zhì)與后兩階段相比十分微小,故忽略不計(jì)。間隙釋放和壓力容器內(nèi)釋放階段,均假定為勻速釋放。
基于以上,列出安全殼內(nèi)放射性活度計(jì)算方程:
(1)
此式的解為:
(2)
保守忽略釋放入環(huán)境中的放射性核素的衰變,即:
(3)
此式的解為:
{1-exp[-(L+D+λ)t}/(L+D+λ)
(4)
其中:
·exp[-(L+D+λ)t]
式(1)至(4)中變量含義如下:Ai為安全殼內(nèi)核素i的放射性活度,Bq;Ao為由安全殼泄漏入環(huán)境中的放射性核素活度,Bq;Ab為在某計(jì)算時(shí)段內(nèi),安全殼內(nèi)起始時(shí)刻的放射性活度,Bq,t=0時(shí),Ab取0;Q為事故后反應(yīng)堆向安全殼大氣的放射性核素釋放率,Bq/h;D為安全殼內(nèi)的放射性去除系數(shù),h-1;L為由安全殼向環(huán)境的泄漏率,h-1;t為計(jì)算時(shí)間步長(zhǎng),h;λ為衰變常數(shù),h-1。
對(duì)于放射性核素在輔助廠房中的去除,通常會(huì)除以一個(gè)系數(shù),來(lái)考慮輔助廠房的沉積作用。例如AP1000核電廠在大破口(LOCA)事故放射性通過(guò)安全殼與輔助廠房的貫穿件釋放到輔助廠房中時(shí),將輔助廠房中氣溶膠去污因子取為3。
對(duì)放射性釋放的量和時(shí)段的假設(shè)仍然按照RG 1.183的假定,同時(shí)考慮地上—地下布置,考慮輔助廠房的影響。如圖1所示,左邊是大型壓水堆示意圖,右邊是SMR核電廠布置示意圖。
0—地面;1—大型壓水堆主回路壓力邊界;2—大型壓水堆安全殼; 3—SMR壓力容器邊界;4—SMR安全殼邊界;L1—安全殼邊界 泄漏;L2—輔助廠房邊界泄漏;A—SMR安全殼內(nèi)空腔; B—輔助廠房空腔。圖1 傳統(tǒng)大型核電站和先進(jìn)小堆反應(yīng)堆布置示意圖Fig.1 Schematic layout of conventional large nuclear power station and SMR
借助圖1將模型解釋如下:
安全殼內(nèi)放射性活度A0計(jì)算方程:
(5)
解得:
式中,Q為事故后反應(yīng)堆向安全殼大氣的放射性釋放率,Bq/h;A0為安全殼內(nèi)放射性活度,Bq;D0為安全殼內(nèi)的放射性去除系數(shù),h-1;L1為由安全殼向空腔B的泄漏率,即單位時(shí)間內(nèi)泄漏的體積占總體積的份額,h-1;λ為衰變常數(shù),h-1。
對(duì)于安全殼內(nèi)放射性的計(jì)算和傳統(tǒng)模型一樣,放射性的變化為釋放入安全殼的放射性與放射性減少項(xiàng)的差值,安全殼內(nèi)的放射性來(lái)源于堆芯放射性的釋放,安全殼內(nèi)放射性減少主要有三方面:泄漏、去除、衰變。其中去除機(jī)理可以是能動(dòng)的如噴淋,也可以是非能動(dòng)的(自然沉降、冷凝、熱泳等)[7]。
考慮空腔B內(nèi)放射性活度A1的變化:
(6)
解得:
式中,D1為輔助廠房?jī)?nèi)放射性去除系數(shù),L2為輔助廠房泄漏率。空腔B內(nèi)的放射性物質(zhì)來(lái)源于空腔A的泄漏,放射性物質(zhì)的消失同樣有三個(gè)方面:泄漏、去除和衰變。經(jīng)過(guò)空腔B的阻擋和滯留以后,放射性物質(zhì)將泄漏至環(huán)境中。基于以上假設(shè),泄漏致環(huán)境的放射性活度A2可表示為:
(7)
解得:
其中:
聯(lián)立式(5)、(6)、(7),即為改進(jìn)的先進(jìn)小堆選址源項(xiàng)模型。此模型考慮了地上-地下布置的特點(diǎn)。相對(duì)于傳統(tǒng)選址源項(xiàng)模型,更貼近先進(jìn)小堆的布置特點(diǎn)。
以國(guó)外某先進(jìn)小堆核電廠為例:?jiǎn)味褵峁β蕿?530 MWt,電功率為 180 MWe,換料周期為4 a,設(shè)計(jì)壽命為60 a。反應(yīng)堆堆芯、蒸汽發(fā)生器、穩(wěn)壓器組合布置在一個(gè)普通壓力容器中,控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)和主泵也內(nèi)置于壓力容器中,整個(gè)環(huán)路設(shè)備被整合到一個(gè)容器中,整個(gè)核島設(shè)備進(jìn)行了大大簡(jiǎn)化。核島廠房采用了地下布置方式——安全殼、乏燃料水池都布置在地下,輔助廠房布置在地上。
計(jì)算過(guò)程中按照GB 6249的要求假設(shè)了全堆芯熔化,安全殼完整。GB 6249中5.9條要求,在發(fā)生選址假想事故時(shí),考慮保守大氣彌散條件,非居住區(qū)邊界上的任何個(gè)人在事故發(fā)生后的任意2 h內(nèi)通過(guò)煙云浸沒(méi)照射和吸入內(nèi)照射途徑所接受的有效劑量不得大于0.25 Sv;規(guī)劃限制區(qū)邊界上的任何個(gè)人在事故的整個(gè)持續(xù)期間內(nèi)(可取30天)通過(guò)上述兩條照射途徑所接受的有效劑量不得大于0.25 Sv。經(jīng)計(jì)算放射性釋放最大的2 h為:1.5~3.5 h。限于篇幅挑取了兩種代表性的核素131I和133Xe,30天內(nèi)各時(shí)段放射性釋放量按兩種方法計(jì)算結(jié)果列于表2。泄漏率保守取值如下:安全殼泄漏率L1取0.3%(vol)/24 h,24 h后減為一半,輔助廠房泄漏率L2取2(vol)/h,事故初始時(shí)刻安全殼內(nèi)放射性活度取0。在按照改進(jìn)先進(jìn)小堆選址源項(xiàng)模型計(jì)算時(shí),因放射性核素的遷移機(jī)理不明,并沒(méi)有考慮在輔助廠房中去除效應(yīng)的影響,即保守地取為D1=0。
所提出的改進(jìn)先進(jìn)小堆選址源項(xiàng)計(jì)算模型描述了地上-地下布置的先進(jìn)小堆放射性物質(zhì)泄漏場(chǎng)景,由表2可以看出,輔助廠房對(duì)放射性物質(zhì)的阻礙和滯留起到了一定作用,因沒(méi)有考慮去除效應(yīng)的影響,釋放源項(xiàng)的減小不太明顯。在各方輸入數(shù)據(jù)更全面(主要是泄漏率、遷移機(jī)理、沉積系數(shù)等)的情況下,才能得到更為可靠的估計(jì)。
另外,此選址源項(xiàng)模型參考了RG 1.183大破口(LOCA)的事故場(chǎng)景,而對(duì)于有些先進(jìn)小堆采用了一體化的設(shè)計(jì),避免了大破口的可能性,RG 1.183源項(xiàng)的適用性有待商榷。對(duì)此有兩種處理方法:(1)將RG 1.183所述的放射性積存保留,釋放場(chǎng)景的階段時(shí)段再另行考慮(混合源項(xiàng));(2)完全依照具體小堆的設(shè)計(jì)特點(diǎn),建立仿真模型進(jìn)行分析,重塑事故場(chǎng)景,建立新的源項(xiàng)基準(zhǔn)事故(機(jī)理性源項(xiàng))[8]。此兩種方法是國(guó)外研究提出的新方法,有待進(jìn)一步研究,從而確定一個(gè)更加貼近現(xiàn)實(shí)的小堆選址源項(xiàng)模型,為后續(xù)小堆非居住區(qū)及規(guī)劃限制區(qū)范圍的劃分等奠定基礎(chǔ)。
表2 計(jì)算結(jié)果對(duì)比Tab.2 Comparison of calculation results