張瀟月 葉 紅
(四川省核工業輻射測試防護院,四川 成都 610000)
由于事故源項的放射性事故后果的評價與堆芯源密切相關,主要是從存在于堆芯源之中的放射性核素進行篩查選擇既保證減少人為地工作量又能保證對核素劑量的計算結果的可靠性。篩選出貢獻較大的核素,優化對堆芯源核素的選擇。
1 以釋放量較大,核素種類比較多的BDBA為例子,比較分析在事故放射性劑量后果中各輻射核素的貢獻值。
由于在嚴重的輻射事故之中,堆芯源中的堆芯成分在遷移過程中的反應方式和其它的運行機制比較復雜,在其轉移過程中很多反應機理都未能了解透徹,也沒有認可的相關的參考導則,因此本文在不用考慮核放射核素的過濾以及核素穿過安全殼進行再循環的釋放途徑,直接簡述核素的釋放過程。即堆芯-安全殼-外環境。(圖1為放射性核素釋放到環境途徑示意圖)
在世界范圍內,比較規范完備的核電法規標準體系是美國的核電法規,同時美國的核管會為了便于規范的開展設計還發布了核電導則并且出版了專業技術方面很強的技術性文件,為設計和評審提供技術性方面的支持。
1.1 對于輻射性堆芯源的確立
對于堆芯源放射性核素的計算主要是采用國際通用的程序重點計算堆芯源核素的貢獻,主要是選擇核素的活度比例在0.05%以上的進行分析,其中把錒系元素等裂變產物的147個作為核素輸入。首先放射性物質在堆芯源轉移到安全殼的釋放過程中主要考慮堆芯核素在釋放的衰變過程中,安全殼的放射性活度隨時間而變化,其安全釋放份額通常選自NUREG-1465中,其計算公式為:


表1

對于安全殼來說,它的放射性活度也是隨著時間的變化而發生變化的,其主要由四個部分構成:衰變常量數.還有專門設立的安全設施,比如;安全殼在大氣過濾器中對于核素所去除的系數;安全殼的泄漏率以及在大氣內所形成的微粒自然去除的系數.本文由于針對的是嚴重事故,我們在此可以作個假設,假設專門設立的安全設施不能用,衰變的常用量數為0.泄漏率我們假設在30天內保持不變,每天泄漏的總體積為百分之零點一.自然去除數為2.根據核素種類的不同,在計算時對于所需要的值也有很大的區別.比如,氪.氙等這種惰性的氣體,它們只會衰變和泄漏.對于放射性碘來說,它的去除與化學形式有一定的關系,(下圖為去除系數列表).另外,對于其他有機碘而言,它的特性與惰性氣體有很多的相似之處,它只有衰變和泄漏兩種形成.而相對于單質鹽,它的主要去除方法是要進行壁面沉積,然后對應的去除系數,其中運算方式內容一是質量的轉移系數.二是壁面所要沉積的面積數;三是,位于安全殼內的自由空間的體積數.其去除系數=質量轉移系數*可供壁面沉積的面積/安全殼內的自由空間體積.
1.2 關于放射性物質通過安全殼向環境的釋放過程
在操作過程由于其安全殼存在泄漏的因素,所以其內部的放射性物體會隨之泄漏到外部的環境中,其公式的涉及內容主要有:安全殼內核素,活度隨時間變化的函以及取值表,在要注重說明的是,如果在此過程中,放射性物質泄漏到外部環境中,那就不必要考慮其衰變了.另外,按照不同的核素和不同的分類,可以求解出不同時間內向外部環境所釋放的能量.
1.3 關于放射性劑量的計算方法
對于放射性物質來說,當之釋放到環境中以后,會有多種遷移的方式.例如;大氣的彌散.地下滲透等等.其中對于人體造成的危害也有很多種,人體的吸收.食入等.在計算過程中,考慮到短期的影響,其不會考慮到人體的吸入以及食入,其僅僅是認為核素通過大氣所輸運到的位置,以及對人員造成的輻射還有在該位置下人員所吸入到的空氣污染值,也就是參考位置的人員總有效的劑量為人員吸入內照射劑量和外照射劑量的總和.(注明:一般的參考地點都會選擇隔離區和人口密度稀少的地區)
1.4 關于核素的選擇
由于對所需劑量的驗收時段不同,一般EAB的驗收時間為2個小時,而LPZ的驗收為整個事故的過程,也就是30天,然而又分內.外兩種不同的照射方式,因此在核素的篩選過程中,要按照幾種類型同時進行.并分別計算出其核素的所有貢獻量,然后以從小到大的方式進行比較分析.
根據上述不同種類的計算結果我們可以得出,大約有47%的核素完成了不同劑量類型99%的劑量貢獻,在選擇不同種類進行計算時,有大于0.5%的核素,其余約32%的核素,在這其中最小的也可包絡97%的劑量貢獻,不同類型相關計算結果如下表2。

表2
通過全文分析我們可以看出,對于有放射性核素所得出的劑量結果的貢獻主要是表現在約30個核素當中,然后在對放射性的劑量后果進行事故計算時,也僅僅只有選擇初始量相對較少的核素與核素的燃耗時長以及燃料殼分組件的富集度、循環過程中的時間衰變等相關因素有密切關聯,所以,對于初始量的計算差異,對劑量貢獻的份額度會有最終的影響。本文筆者主要分析了堆芯源的核素的篩選,雖然其有些因素會致使結果有一定的差異,但是也能夠為事故放射性后果提供重要的參考價值。
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