壓水堆主回路源項敏感性分析

邵靜 萬海霞 徐治龍 吳曉春 李龍 劉黎麗

摘 要：在核電廠的各種輻射源中，主回路源項在放射性廢物形成和放射性物質釋放等方面起著主導作用，對工作人員和公眾造成的輻射危害也最大。因此，主回路源項計算和分析，對于核電廠設計和運行都具有重要的指導意義。為了保證主回路源項計算結果的可靠性，使用STCP程序對主回路源項計算中的各種影響因素進行了敏感性分析，確定了各種因素對源項計算的重要程度。

關鍵詞：壓水堆 放射性源項 裂變產物 腐蝕產物

中圖分類號：TL929 文獻標識碼：A 文章編號：1674-098X（2015）12（b）-0125-04

Abstract：Of all radioactive sources in nuclear power plant，the Source Terms in Primary Loop（STPL）play a dominant role in radioactive material release and spread，as well as in radiation hazards to workers and the public.Calculation and analysis on the STPL are significant for design and operation of nuclear power plants.For the sake of dependableresult，some sensitivity analysis are doneusing STCP code aiming at several infections of source terms calculation， and establishessentiality of every infections.

Key Words：PWR；Source terms；Corrosion product；Fission product

在核電廠的各種源項中，主回路系統內的源項放射性水平相對堆芯和乏燃料來說較低，但行為復雜，難以防護。主回路系統中的源項主要包括：燃料元件包殼破損釋放的裂變產物、冷卻劑活化的腐蝕產物、冷卻劑自身的活化產物、冷卻劑中各種途徑生成的氚以及冷卻劑中雜質的活化產物等[1]。主回路源項對工作人員和公眾造成的輻射危害也最大，對主回路系統內的源項進行計算分析，對核電廠設計和運行都有重要意義。

STCF[2]（Source Term Of Corrosion Product and Fission Product in primary system）是計算壓水堆主回路腐蝕產物、裂變產物源項的程序。對主回路源項計算結果產生影響的因素主要有：冷卻劑流速、結構材料核素成分、凈化效率、燃耗深度和換料周期等。使用STCF程序對主回路源項計算中的各種影響因素進行敏感性分析，確定各種因素對源項計算的重要程度。使用STCF程序進行計算分析時，計算輸入條件參考1 000 MW電功率的典型壓水堆核電廠參數，如表1所示。

1 冷卻劑流速對主回路源項的影響

在計算主回路裂變產物源項時，改變冷卻劑流速，并假設認為冷卻劑流速變化時，裂變產物的釋放速率保持不變，其他輸入參數也均保持不變。結果發現，隨著冷卻劑流速的增加，主回路中各裂變產物核素的比活度逐漸減少，以I-131、Cs-134、Cs-137為例，如圖1所示。通過分析表明，由于凈化回路并聯在主回路上，隨著主回路的流速增加，凈化回路的凈化流量也會相應增加，雖然凈化系統的凈化效率不變，但總體的凈化速率增加了。因此，在主回路冷卻劑流速增加時，裂變產物進入主回路的速率沒有增加，而凈化效率卻上升了，導致主回路中裂變產物源項的平衡濃度隨著流速增加逐漸減小。

對不同流速下的腐蝕產物源項進行計算分析，結果是輻射產物核素的比活度隨著流速的增加而緩慢增加。主回路冷卻劑流速變化時，影響主回路中腐蝕產物源項的因素主要有兩方面。一方面冷卻劑流速增加時，主回路內壁結構材料的腐蝕速率會增加，導致主回路中放射性腐蝕產物源項增加。另一方面，主回路冷卻劑流速增加，凈化回路的流速也跟著增加，從而引起凈化系統對腐蝕產物的凈化速率增加，引起主回路中輻射產物核素減少。在一定范圍內，這兩方面作用方向相反，基本相互抵消，因此冷卻劑流速對腐蝕產物源項的影響較小。但當流速增加到一定程度時，腐蝕速率會隨著流速增加呈指數增長，主回路腐蝕產物源項也會急劇增加，一般反應堆主回路系統也不會運行在這樣的工況下，從而避免這種情況發生。

2 結構材料對源項的影響

壓水堆主回路結構材料一般不會直接影響主回路內的裂變產物源項。結構材料對主回路腐蝕產物源項的影響[4]主要有兩個方面，一是材料的耐腐蝕性能，材料的耐腐蝕性能直接決定了主回路中腐蝕產物的濃度，為了降低主回路的腐蝕產物源項，壓水堆主回路中與水接觸的材料都選用了耐腐蝕材料。二是材料的核素成分，一些核素的含量變化對腐蝕產物源項影響非常明顯，例如Co-60。

計算結果表明，隨著堆芯結構材料中Co的含量比重增加，水中Co-60的量以及模塊表面沉積的Co-60活度都呈線性增加，如圖2所示。因此在進行主回路設計時應盡量選用Co含量低的材料，從而降低主回路的放射性，進一步降低維修和操作人員所受的輻射劑量。

3 凈化效率對主回路源項的影響

I-131是在輻射防護中特別關心的裂變產物核素，選取核素I-131來分析凈化效率對主回路裂變產物源項的影響。通過改變模型中I的凈化效率，使用STCF程序計算分析主回路水中I-131比活度的變化情況，結果如圖3所示。從圖3中可以看出，隨著凈化效率的提高，水中I-131的比活度逐漸減小。

Co-60是腐蝕產物源項中的重要核素，選取Co-60來分析凈化效率對主回路腐蝕產物源項的影響。通過改變計算模型中凈化模塊對金屬離子的凈化效率，計算水中Co-60比活度，結果如圖4所示。從圖4中可以看出，隨著主回路凈化效率的提高，主回路水中Co-60比活度逐漸減小。

分析表明，凈化效率對主回路源項影響明顯。因此主回路系統設計對控制主回路源項的輻射水平非常重要，在反應堆設計中應該對其進行優化設計。

4 燃耗對主回路源項的影響

為提高經濟性，核電廠普遍采用加深燃料的燃耗深度、長周期換料的反應堆運行策略。隨著換料周期的延長，堆內燃料的燃耗深度增加，燃料元件內裂變產物的積存量也會增多，使用STCF程序可以計算不同燃耗深度下Kr-85、Xe-133、I-131、Cs-137等裂變產物在主回路中的比活度，結果如圖5所示。可以看出，隨著燃耗深度的增加，主回路水中Kr-85和Cs-137的比活度都明顯增加，而Xe-133、I-131的比活度增加不明顯，出現這種情況的原因與裂變產物的半衰期有關。I-131的半衰期為8.04 d，Xe-133的半衰期為5.29 d，而反應堆的換料周期1年到一年半，在這樣長的時間內，這些短壽命核素很容易達到飽和狀態，因此它們在堆內的積存量主要與反應堆功率和裂變產額有關，基本不會隨燃耗發生變化，所以燃耗深度對主回路內短壽命的裂變產物基本沒有影響。Kr-85的半衰期為10.73年，Cs-137的半衰期為30.17年，這些長壽命核素在反應堆整個壽期內無法達到飽和狀態，它們的積存量會隨著燃耗增加逐漸累積，因此在高燃耗時發生燃料元件破損，主回路中這些長壽命裂變產物的活度必然會增加。

5 結語

為了驗證各種因素對源項計算的重要程度，保證主回路源項計算結果的可靠性，使用STCF程序對主回路源項計算中的各種影響因素進行了敏感性分析。

敏感性分析表明：（1）冷卻劑流速對主回路中的裂變產物和腐蝕產物源項的影響都較小；（2）主回路結構材料中的Co元素含量對主回路腐蝕產物源項影響顯著；（3）主回路凈化效率對控制主回路源項的輻射水平非常重要；（4）燃耗深度和換料周期對主回路中長壽命裂變產物源項影響比較明顯，對短壽命的裂變產物影響很小。

參考文獻

[1]Rocher A，Berger M.Impact of Main Radiological Pollutants on Contamination Risks（ALARA） Optimization of PhysicoChemical Environment and Retention Technics During Operation and Shutdown[C]//EDF，Pottoroz Workshop.Session 2，2004.

[2]徐治龍，吳曉春.壓水堆主回路裂變產物源項計算程序開發[J].核動力工程，2014（35）：8-12.Xu Zhilong，Wu Xiaochun.Development of Calculation Code for Fission Product in PWRS Primary Loop[J].Nuclear Power Engineering，2014（35）：8-12.

[3]林誠格.非能動安全先進壓水堆核電技術[M].北京：原子能出版社，2010.Lin Chengge.The Dynamic Security Advanced Pressurized Water Reactor Nuclear Power Technology[M].Beijing：Atmic Energy Science and Technology，2010.

[4]劉原中.輕水堆一回路中放射性核素濃度的計算方法及計算機程序[J].輻射防護，1986，6（6）：409-424.Liu Yuanzhong.A method and computer code for caculating radionuclide concentration in primary coolant circuit of LWRs[J].Radiation Protection，1986，6（6）：409-424.