船用堆失水事故放射性核素释放及辐射后果研究_张磊.pdf

Science and Technology&Innovation科技与创新2023 年 第 03 期117文章编号：2095-6835（2023）03-0117-05船用堆失水事故放射性核素释放及辐射后果研究张 磊1，赵 芳2，黄滨海3（1.北京中天星控科技开发有限公司，北京 100080；2.南华大学资源环境与安全工程学院，湖南 衡阳 421001；3.中核四 0 四有限公司第四分公司，甘肃 嘉峪关 735100）摘要：建立船用核反应堆三维模型，利用一体化严重事故分析程序对船用堆小破口失水事故进行建模计算，研究小破口失水事故工况下放射性核素的释放与迁移规律，通过增加安全壳内通风系统设备，对比前后放射性核素的释放量。研究了船用堆发生小破口失水事故后对工作人员的辐射影响。结果表明，98%的惰性气体存在于安全壳大气中，2%的惰性气体滞留于主系统及堆舱内；而挥发性气体 CsI 的 95%释放到安全壳内，约 5%的 CsI 滞留在一回路系统内；通风系统可减少放射性核素向环境中释放；堆舱内的辐射剂量严重超出辐射剂量限值。关键词：船用堆；小破口失水事故；放射性核素；辐射后果分析中图分类号：TL364文献标志码：ADOI：10.15913/ki.kjycx.2023.03.036目前，船用堆严重事故源项研究尚不充分。船舶在海洋中航行时，可能会遇到剧烈摇摆、撞击等意外情况，由此可能引起严重事故。另外，由于堆舱空间狭小、载质量有限，其工程安全设施通常不及核电站完善，船用堆发生严重事故的概率更高1。反应堆发生严重事故后放射性源项分析是船用堆安全分析和环境评价的重要内容之一2-3，因此，有必要对船用堆严重事故及其源项4展开研究。LYU 等5对船用堆失水事故的氢源项进行研究，对反应堆氢风险和氢控制系统展开研究，主要计算了氢气的产氢率和蒸汽的释放率，利用三维计算流体力学代码气体流模拟了舱内二维流场和氢气在舱内的输运与分布。OUYANG 等6进行船用核电站严重事故引起的大气放射性弥散分析，基于拉格朗日粒子跟踪模型，建立了海洋上空放射性核素大气扩散的模拟模型，分析了海水吸收对不同高度放射性核素大气扩散的影响。主要对氢源项、裂变产物在舱外的扩散进行研究，而对船用堆舱内其他放射性核素释放与迁移的研究较少。张彦招等1、王伟等7-8分别对船用堆大破口失水叠加全船断电严重事故、蒸汽发生器传热管破损叠加全船断电事故进行源项分析，着重分析了惰性气体 Xe和挥发性气体 CsI 的释放与迁移规律以及舱室内的释放份额分布规律。主要研究了船用堆多种严重事故、叠加事故的放射性核素的释放迁移行为，而针对单一的小破口严重事故源项分析较少。本文应用严重事故分析程序9对船用反应堆进行严重失水事故分析与研究。首先，根据船用堆发生的小破口失水事故，建立船用堆失水事故的计算仿真模型；其次，根据严重事故序列研究船用堆的小破口失水事故下放射性核素的释放与迁移；最后，基于放射性核素释放量的计算结果，研究了船用堆发生小破口失水事故后对工作人员的辐射影响。1材料与方法1.1严重事故分析程序严重事故分析程序是一个完全集成的工程级计算机代码，模拟轻水反应堆核电站严重事故的进展。严重事故分析程序的主要功能包括反应堆冷却剂系统的热工水力学性能；安全壳与厂房的热工水力响应；热构件的热力学响应，堆芯的升温与降解；堆腔室反应（包括熔融堆芯-混凝土反应）；氢气的产生、迁移、燃烧；裂变产物的释放、迁移与沉积；工程安全措施对热工水力行为和裂变产物行为的影响等。1.2船用堆模型总体描述建立的船用堆模型主要包括反应堆压力容器、安全壳压力容器、安全壳水池、非能动安全系统、稳压器、蒸汽发生器和非能动衰变热排除系统等。船用堆模型采用 51 个控制体积和 41 个连接通道来模拟安全壳内主要的隔间划分，如图 1 所示10。RPV中的主要水力区域由不同的控制体建模，包括反应堆堆芯（CV105）、旁路区域（CV120）、烟囱（CV130）、立管（CV150）、稳压器（CV500）、SG 一次侧科技与创新Science and Technology&Innovation1182023 年 第 03 期（CV201-210）、SG 二次侧（CV601-610）、降液管（CV260）和下部送风系统（CV300）。SG 主侧和次侧沿流向分别划分为 10 个节点进行详细计算。对于主蒸汽系统和 DHRS，对主蒸汽头（CV650）、给水压头（CV630）和衰变散热交换器（CV670）进行了建模。PCV 中的容积由空腔（CV710）、圆顶（CV750）、上环（CV740、760）、中环（CV730、770）和下环（CV720、780）组成，环境由一个恒压恒温的大控制容积（CV850）来表示1。图 1船用堆节点划分1.3放射性核素释放计算模型放射性物质可能会从堆芯释放出来。驻留在堆芯（COR）包燃料中的放射性核素假定为元素形式，因此只有放射性质量（没有相关的分子质量）。从燃料中释放出来后被转化为化合物形式，添加的非放射性物质的质量相应增加（例如以CsOH表示的氢氧铯质量）。默认情况下，释放模型仅用于计算从堆芯燃料材料中释放的放射性核素，这些核素存在于完整的燃料组件、重新冻结的燃料材料或其他组件和碎片中的微粒中。严重事故分析程序中的放射性核素释放模型如下：当 TTi时，）（BTAfexp=?，其中 T 为堆芯单元的温度，K；Ti为用户设定的释放开始的最低温度，K；?f为释放速率，份额/min；A、B 为基于实验数据的经验系数。针对每组裂变产物，都有 3 个温度阈值。对于裂变产物实际上的不同温度，有不同的 A、B 值与其对应。其中 Ti=1 173 K，只有当温度达到 1 173 K 时，才会有放射性核素从堆芯释放出来。1.4严重事故条件假设在事故开始时假设由排气阀故障引起稳压器中有一个面积为 0.006 4 m2的 SBLOCA，由于反应堆在事故开始时发生了故障。安全壳压力容器的卸压阀的开放压力为 5 MPa。在事故处理过程中不考虑操作者的行动或干预。根据分析和严重事故分析代码输出文件中的信息，表 1 给出了严重事故的发生顺序10。表 1严重事故的发生顺序事件时间/s反应堆停堆500PCV-SRV 开启10 204堆芯完全裸露46 900间隙释放58 186堆芯底部干涸64 400核心支撑板失效140 664下封头失效457 4922结果2.1放射性核素释放与迁移研究2.1.1以 Xe 为代表的惰性气体迁移分析第一组放射性核素惰性气体代表元素是惰性气体放射性核素 Xe，本研究对放射性核素 Xe 的释放与迁移进行研究分析。严重事故发生后，堆芯熔化伴随着放射性核素 Xe 的释放，随着事故进程的加快，导致压力容器温度压力过高而失效，此时放射性核素 Xe 从堆芯释放出来。因为放射性核素 Xe 的化学性质非常稳定，不溶于水也不易与其他物质发生化学反应，因此释放的放射性核素 Xe 快速进入一个回路系统管道内，并通过破口快速分布在安全壳中。Xe 等放射性核素在一个回路系统、堆腔、安全壳和环境中的释放过程如图 2图 5 所示。伴随着事故进程 Xe 在一个回路系统中的释放（图2）的上升速率和下降速率较快，呈线性发展，且所占份额较大，占释放总量的 1/3 左右，在事故发生的50 000 s 时，释放量很小，几乎为 0。Xe 在堆腔的释放（图 3）总质量较少，可忽略不计。Xe 在安全壳的释放（图 4）在事故初期释放速率较快，大约在50 000 s 时，释放量达到最大，之后释放量慢慢减少。Xe 等放射性核素在环境中释放时，Xe 等元素是惰性气体，化学性质不活泼，没有有效的抑制措施，因此 Xe 等惰性气体向环境的释放呈直线状态，直至泄601201Science and Technology&Innovation科技与创新2023 年 第 03 期119漏完毕。由于船舱的缝隙，Xe 向环境释放的量不多，释放质量大约为 0.14 kg。05000010000015000020000025000030000035000040000005101520mass(kg)time(s)图 2Xe 在一个回路系统中的释放050000100000150000200000250000300000350000400000-0.00010.00000.00010.00020.00030.00040.00050.00060.00070.0008mass(kg)time(s)图 3Xe 在堆腔中的释放050000100000150000200000250000300000350000400000010203040mass(kg)time(s)图 4Xe 在安全壳中的释放0500001000001500002000002500003000003500004000000.000.020.040.060.080.100.120.140.16mass(kg)time(s)图 5Xe 在环境中的释放2.1.2以 CsI 为代表的挥发性气体迁移分析本文以CsI 作为挥发性核素的代表元素进行分析，对严重失水事故中挥发性气体 CsI 的释放迁移规律进行研究，着重研究分析 CsI 在一个回路系统、堆腔、安全壳和环境中释放迁移的规律。事故发生后，合成的CsI很快进入主系统管道内，并通过破口很快进入安全壳大气。CsI 等放射性核素在一个回路系统、堆腔、安全壳中的释放过程如图6图9 所示。CsI 在一个回路系统中释放（图 6）时，在事故开始时释放量越来越多，在事故序列 27 000 s 左右时，释放量最大达到 1.6 kg，随着事故继续发展，释放量逐渐减少，在事故序列 17 500 s 时，释放量趋于水平平稳状态。CsI 在堆腔中的释放（图 7）总质量较少，释放量最大也只有 0.071 kg，且呈先增加后下降的趋势，因为从堆芯释放出来迁移到安全壳的挥发性裂变产物 CsI主要存在形式是离子状态并溶解于水池中，少部分 CsI的存在形式是气溶胶并存在于安全壳中，还有极小部分被安全壳的热构件表面吸附在安全壳的壁面上。CsI 在安全壳中释放时（图 8）先快速增加达到最大值 2.92 kg，在事故序列 200 000 s 左右释放量呈水平曲线，且释放量保持在 2.9 kg 左右。CsI 在环境中的释放（图 9）显示，释放质量较小，释放速度较快，最大释放量只有 0.008 5 kg。050000100000150000200000250000300000350000400000-0.20.00.20.40.60.81.01.21.41.61.8mass(kg)time(s)图 6CsI 在一个回路系统中的释放0500001000001500002000002500003000003500004000000.000.010.020.030.040.050.060.070.08msaa(kg)time(s)msaa图 7CsI 在堆腔中的释放时间/s050 000100 000150 000200 000250 000300 000350 000400 000050 000100 000150 000200 000250 000300 000350 000400 000时间/s0.000 80.000 70.000 60.000 50.000 40.000 30.000 20.000 10.000 00.000 1050 000100 000150 000200 000250 000300 000350 000400 000时间/s050 000100 000150 000200 000250 000300 000350 000400 000时间/s时间/s050 000100 000 150 000 200 000 250 000 300 000 350 000400 000050 000100 000150 000200 000250 000300 000350 000400 000时间/s科技与创新Science and Tec