船用堆大破口失水事故放射性后果分析

王 偉，陳力生，張 帆，劉海鵬

（1.海軍潛艇學院 動力系，山東 青島 266000；2.海軍工程大學 核能科學與工程系，湖北 武漢 430033；3.海軍駐 431 廠軍事代表室，遼寧 葫蘆島 125000）

船用堆大破口失水事故放射性后果分析

王 偉1，陳力生2，張 帆2，劉海鵬3

（1.海軍潛艇學院 動力系，山東 青島 266000；2.海軍工程大學 核能科學與工程系，湖北 武漢 430033；3.海軍駐 431 廠軍事代表室，遼寧 葫蘆島 125000）

本文以嚴重事故分析程序MELCOR為計算工具，建立了某型船用堆的計算模型，研究了某型船用堆發生冷段雙端斷裂大破口失水事故的源項行為及放射性后果。分析了惰性氣體Xe與揮發性氣體CsI的釋放、遷移和艙室分布規律，并對通風系統投入時機進行研究。結果表明：為保證堆艙臨艙的劑量輻射在劑量限值內，應于事故發生后10min內投入全船通風。否則，應于全身劑量和甲狀腺劑量達到劑量限值前及時采取防護措施。

MELCOR；船用堆；大破口失水事故；放射性后果

冷段雙端斷裂大破口失水事故在破壞堆艙負壓的同時也嚴重威脅了其完整性。目前，針對大破口失水事故的研究未形成較為完善的核應急理論分析基礎。源項的研究多局限于堆艙內，缺乏對其他艙室的放射性分析；或僅以假設的源項為基礎［1］，進行艙室放射性分析。本文系統地建立船用堆模型及艙室模型，對大破口失水事故下堆艙及堆艙臨艙的源項行為進行分析。結合標準GB 429—1988和GB 1067.1給出的應急情況下的劑量限值，具體分析事故下投入或不投入全船通風兩種情況［2］時船員受到的輻射照射情況。

1 船用堆建模

本文研究對象為典型的雙環路壓水堆，穩壓器所在環路主冷卻劑系統控制體劃分如圖1所示，系統模擬蒸汽發生器、穩壓器、主冷卻劑泵和主冷卻劑管道。堆芯為雙流程結構，一回路冷卻劑首先經過一流程控制體108，進行初次加熱后經過控制體112流入二流程控制體116，再次加熱后流出反應堆。一流程沿徑向劃分為2個同心圓，二流程沿徑向劃分為1個同心圓，兩個流程沿軸向均劃分為15層，其中堆芯活性區部分分為12層，下腔室分為3層，包括下管板和下腔室。主管道雙端斷裂的位置位于冷段，破口發生后冷卻劑泄漏至堆艙，堆艙前艙室為Ⅰ艙，堆艙后艙室為Ⅱ艙。Ⅰ艙和Ⅱ艙兩個艙室的容積比為0.5，且兩個艙室通過共用的通風管道與大氣連通。啟動船內風機，即可將兩個艙室內的放射性物質排出船外。

圖1 主系統及艙室控制體節點劃分Fig.1 Control volume node partition in primary system and cabin

2 初始條件及進程分析

2.1 計算初始條件

嚴重事故初始事件為滿功率運行的船用堆發生雙端斷裂大破口失水事故，冷卻劑大量泄漏至堆艙，高溫、高壓環境中，堆艙噴淋和應急排風系統無法投入，高低壓安全注射系統能夠正常投入。

2.2 事故進程分析

主要事故進程列于表1。0s時，主管道發生冷端雙端斷裂大破口失水事故，冷卻劑大量噴放到堆艙，堆芯水位驟然降低，導致燃料元件和包殼的溫度迅速升高，4s時，第1圈包殼破損，開始氣隙釋放階段。9s時，一回路低壓停堆信號觸發反應堆停堆，主泵轉低速運行，主機速關。19s時，1臺安全注射泵投入運行，開始向系統補水。安注的投入會導致包殼與水劇烈反應，產生大量氫氣的同時伴隨大量釋熱，50s時，堆芯燃料芯塊最高溫度超過2 308K（程序默認值），堆芯開始熔化，早期容器內釋放階段開始。14 053s時，安注水源耗盡，進入再循環堆芯冷卻階段。堆芯補水保證了下封頭和堆芯支撐結構的完整性，使事故始終處于壓力容器內釋放階段。120 000s時，計算結束。

表1 主要事故進程Table 1 Sequence of main accident

堆芯水位及堆艙壓力在事故進程中的變化如圖2、3所示。圖2中，破口發生后，堆芯兩個流程的水位迅速降低，低壓安注下，2 500s時堆芯被再淹沒。一流程滿水后，汽水兩項振蕩顯著，二流程水位振蕩較小，最終一、二流程均穩定在高水位。圖3中，破口發生瞬間，堆艙壓力上升到峰值約1.5MPa。1 656s時，氫燃導致堆艙壓力再次達到峰值約1.5MPa。由圖3可見，堆艙壓力未超過設計值，能夠保證堆艙的完整性，但堆艙負壓會喪失。

圖2 堆芯水位Fig.2 Liquid level in reactor core

3 事故放射性分析

雙端斷裂大破口失水事故導致堆艙負壓喪失，放射性物質將通過穿艙電纜、穿艙孔塞等造成的縫隙泄漏至相鄰艙室［3］，給艙內人員的生命和健康直接帶來危害。本文選取對人員安全和艙室輻射環境產生重要放射性后果的兩類核素作為研究對象進行放射性分析，即以Xe為代表的惰性氣體和以CsI為代表的易揮發性裂變產物。

圖3 堆艙壓力Fig.3 Pressure in reactor cabin

3.1 堆芯源項釋放分析

圖4示出Xe和CsI在壓力容器內的釋放。由圖4可見，Xe與CsI的釋放過程一致，且全部為壓力容器內釋放。在計算結束前，約占堆芯累積總量88.55%的Xe和88.45%的CsI從堆芯釋放出來。

圖4 Xe和CsI在壓力容器內的釋放Fig.4 In-vessel release of Xe and CsI

3.2 艙室源項分布分析

堆艙內負壓喪失，導致放射性源項向堆艙臨艙內泄漏，從而威脅艙室內人員的生命安全，分析艙室內源項分布有利于進一步進行劑量危害分析研究。

1）惰性氣體類源項分布

圖5示出堆艙和艙室內Xe的分布。由圖5a可見，堆艙內的惰性氣體Xe主要存在于堆艙大氣中，艙底水池的惰性氣體份額極少。至計算結束，堆艙大氣中的惰性氣體份額約為堆艙累積總量的30.2%，艙底水池中的惰性氣體為0%。

由圖5b可見，事故后8 615s，堆艙內Xe的份額達到最大值，約為堆芯累積總量的64.1%，Ⅰ艙和Ⅱ艙內Xe的份額均為堆芯累積總量的3.3%。至計算結束，惰性氣體Xe在堆艙、Ⅰ艙和Ⅱ艙的份額分別為堆芯累積總量的30.2%、21.3%和30.4%，約占堆芯累積總量6.65%的Xe滯留在堆芯和一回路系統內。

2）揮發類源項分布

圖6示出堆艙和艙室內CsI的分布。由圖6a可見，堆艙內的揮發性氣體CsI主要存在于艙底水池中，存在堆艙大氣內的CsI的份額較小。事故發生后，艙底水池中CsI的份額逐漸升高，14 053s達到最大值約為堆芯累積總量的42.1%；隨后再循環堆芯冷卻系統投入，艙底水被注入堆芯，艙底水池中的CsI逐漸減少，并滯留于反應堆及一回路系統內。至計算結束，堆艙大氣和艙底水池中的CsI份額均為0%。

由圖6b可見，Ⅰ艙和Ⅱ艙的CsI的份額極其微小，最大值分別為堆芯累積總量的0.44%和0.46%。事故后14 053s，堆艙內CsI的份額達到最大值約為堆芯累積總量的47.4%，且大部分存在于艙底水池中；隨后由于再循環的投入，艙底水池中的CsI逐漸減少，并滯留于反應堆及一回路系統內。至計算結束，Xe在堆艙、Ⅰ艙和Ⅱ艙的份額分別為堆芯累積總量的0%、0.44%和0.46%，高達87.55%的CsI均滯留在堆芯和一回路系統內。

3.3 艙室劑量分析

放射性物質通過堆艙泄漏至堆艙臨艙后，直接危害艙內人員的生命健康。投入全船通風系統是降低艙室劑量的有效方式［4］。本文通過分析通風的投入與否及投入時刻，研究干預時機和效果。GB 429—1988中規定，一次應急事件中船員全身受照劑量限值為0.25Sv；GB 1067.1中規定，一般超劑量照射事故的最低甲狀腺劑量限值為500mSv。本文分別以堆艙臨艙全身劑量值和甲狀腺劑量值與國際標準的劑量限值相比，做歸一化處理。

圖5 堆艙（a）和艙室（b）內Xe的分布Fig.5 Distributions of Xe in reactor cabin（a）and cabin（b）

圖6 堆艙（a）和艙室（b）內CsI的分布Fig.6 Distributions of CsI in reactor cabin（a）and cabin（b）

1）不投入通風系統的劑量

事故發生后，若全船通風系統不投入，由于堆艙負壓的喪失，堆艙臨艙的劑量會持續升高。表2、3分別列出Ⅰ艙和Ⅱ艙的歸一化劑量。

表2 Ⅰ艙的歸一化劑量Table 2 Normalized dose in cabinⅠ

表3 Ⅱ艙的歸一化劑量Table 3 Normalized dose in cabinⅡ

由表2、3可看出，事故發生后1min，Ⅰ艙和Ⅱ艙內的全身劑量分別為劑量限值的4.3× 10－4和2.14×10－4；事故發生后10min，Ⅰ艙和Ⅱ艙內的全身劑量分別為劑量限值的0.152和0.076；事故發生后28.8min和44.9min，Ⅰ艙和Ⅱ艙的全身劑量分別達到劑量限值；事故發生后72.9min和250min，Ⅰ艙和Ⅱ艙的甲狀腺劑量分別達到劑量限值，而此時的全身劑量分別高達劑量限值的3.94和9.82倍。

2）投入通風系統的劑量分析

為降低堆艙放射性物質泄漏至臨艙帶來的危害，對比分析了通風系統投入時刻分別為事故發生后1min和10min對降低堆艙劑量的影響，從而為通風干預提供指導。

通風系統投入后Ⅰ艙和Ⅱ艙內的全身劑量分布示于圖7。由圖7可見，Ⅰ艙和Ⅱ艙內的全身劑量變化趨勢一致，且通風投入越早，艙室內最大全身劑量越低。對于Ⅰ艙，事故發生后1min投入通風，則艙室全身劑量始終未超過劑量限值；事故后10min投入通風，187.5min時全身劑量達到最大值，約為全身劑量限值。對于Ⅱ艙，即使是事故后10min投入通風，最大全身劑量僅為劑量限值的0.7。

圖7 Ⅰ艙（a）和Ⅱ艙（b）的全身劑量分布Fig.7 Whole body dose distribution in cabinⅠ（a）and cabinⅡ（b）

圖8 Ⅰ艙（a）和Ⅱ艙（b）的甲狀腺劑量分布Fig.8 Thyroid dose distribution in cabinⅠ（a）and cabinⅡ（b）

通風系統投入后Ⅰ艙和Ⅱ艙內的甲狀腺劑量分布示于圖8。由圖8可見，Ⅰ艙和Ⅱ艙內的甲狀腺劑量變化趨勢一致，且通風投入越早，艙室內最大甲狀腺劑量越高。無論是事故后1min還是10min投入通風，Ⅰ艙和Ⅱ艙內的甲狀腺劑量均遠未達到劑量限值，最大值分別約為劑量限值的0.2和0.13。

4 結論

通過分析冷段雙端斷裂大破口失水事故及事故下裂變產物釋放、遷移、分布特點及通風投入與否對艙室劑量的影響，得出以下結論。

1）Xe與CsI的釋放為壓力容器內釋放且釋放規律相同。在計算結束前，約占堆芯累積總量88.5%的Xe和CsI從堆芯釋放出來。

2）堆艙內的惰性氣體Xe主要存在于堆艙大氣中，艙底水池的惰性氣體份額極其微小。至計算結束，惰性氣體Xe在堆艙、Ⅰ艙和Ⅱ艙的份額分別為堆芯累積總量的30.2%、21.3%和30.4%，約占堆芯累積總量6.65%的Xe滯留在堆芯和一回路系統內。

3）堆艙內的揮發性氣體CsI主要存在于艙底水池中，存在堆艙大氣內的CsI份額較小。再循環系統的投入，使艙底水池中的CsI逐漸減少，并滯留于反應堆及一回路系統內。至計算結束，Xe在堆艙、Ⅰ艙和Ⅱ艙的份額分別為堆芯累積總量的0%、0.44%和0.46%，高達87.55%的CsI均滯留在堆芯和一回路系統內。

4）若不投入全船通風，Ⅰ艙和Ⅱ艙的全身劑量分別于事故發生后28.8min和44.9min達到劑量限值；甲狀腺劑量分別于事故發生后72.9min和250.0min達到劑量限值。

5）Ⅰ艙劑量大于Ⅱ艙且變化趨勢一致。為保證堆艙臨艙的劑量輻射在劑量限值內，應于事故發生后10min內投入全船通風。若10min后投入通風，應于全身劑量和甲狀腺劑量達到劑量限值前及時采取防護措施。

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LI Jingxi，HUANG Gaofeng，CAO Xuewu.Quick evaluation of radiological consequence for containment venting in severe accident of nuclear power plant［J］.Atomic Energy Science and Technology，2010，44（7）：848-851（in Chinese）.

［3］ 林曉玲，孫培銓，張貴文，等.核艦船核事故艙室輻射后果評價研究［J］.輻射防護，2002，22（2）：81-86.

LIN Xiaoling，SUN Peiquan，ZHANG Guiwen，et al.Assessment of radiation consequences of cabins in a nuclear accident of the nuclear ship［J］.Radiation Protection，2002，22（2）：81-86（in Chinese）.

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WANG Wei，CHEN Lisheng，ZHANG Fan，et al.Source term analysis on blackout accident of marine reactor［J］.Atomic Energy Science and Technology，2014，48（6）：1 038-1 043（in Chinese）.

Radioactive Consequence Analysis on Large-break LOCA of Marine Reactor

WANG Wei1，CHEN Li-sheng2，ZHANG Fan2，LIU Hai-peng3
（1.College of Power Engineering，Navy Submarine Academy，Qingdao 266000，China；2.Department of Nuclear Science and Engineering，Naval University of Engineering，Wuhan 430033，China；3.Military Representative of Navy431 Factory，Huludao 125000，China）

Based on the severe accident analysis program MELCOR as computational tool，computational model of the marine reactor was established in the paper.Both the source behavior and radioactive consequence were researched when the double-ended rupture large-break LOCA happened on the cold leg of a typical ship reactor.The release，migration and reactor cabin distribution of the noble gas and CsI were analyzed，and the plunge criterion of ventilation system was researched.The results show that in order to assure the radiation dose of the cabin adjacent reactor cabin in the dose limits，the whole ship ventilation system should be plunged within 10min after the accident.Otherwise，the protective measure should be used before the whole body dose and thyroid dose reach the dose limits.

MELCOR；marine reactor；large-break LOCA；radioactive consequence

TL364

：A

：1000-6931（2015）04-0674-06

10.7538／yzk.2015.49.04.0674

2013-12-18；

2014-09-16

國家自然科學基金資助項目（11075212）

王 偉（1984—），男，遼寧沈陽人，博士研究生，艦船核動力維修工程專業