嚴重事故下開啟雙層安全殼環形空間通風過濾系統對緩解放射性向環境釋放影響研究

種毅敏，石雪垚，楊志義，王海洋

(1. 環境保護部核與輻射安全中心，北京100082；2. 中國核電工程有限公司，北京100840)

嚴重事故下開啟雙層安全殼環形空間通風過濾系統對緩解放射性向環境釋放影響研究

種毅敏1，石雪垚2，楊志義1，王海洋2

(1. 環境保護部核與輻射安全中心，北京100082；2. 中國核電工程有限公司，北京100840)

核電站發生嚴重事故后，安全殼能包容從堆芯釋放出的裂變產物，防止向環境的大量釋放，但即使在安全殼完好的情況下，仍然會存在一定量泄漏。目前國際上的三代核電機型，大多采用雙層安全殼的設計，對裂變產物具有一定的包容、滯留和過濾作用。本文基于我國自主設計的第三代核電機組，結合雙層安全殼的設計特點和特定源項分析，對嚴重事故下雙層安全殼之間的環形空間及其通風過濾系統對緩解裂變產物向環境釋放的作用進行了定量分析，結果顯示雙層安全殼及環形空間通風過濾系統能夠顯著降低放射性氣溶膠對環境的釋放，對惰性氣體也有一定的延緩排放作用。

雙層安全殼；通風過濾；嚴重事故；放射性釋放

核電站發生嚴重事故后，安全殼能夠在多數情況下包容從堆芯釋放出的裂變產物，避免放射性物質向環境的大量釋放[1-2]。通常情況下，嚴重事故后安全殼失效的概率比較低，即使在安全殼完好的情況下，仍然會存在一定量的正常泄漏[3]。目前多個第三代核電機組(如EPR等)均采用了雙層安全殼設計，外層安全殼除了能防止飛機撞擊外，還能對裂變產物具有一定的包容、滯留和過濾作用[4-5]。發生嚴重事故后，堆芯內的裂變產物釋放到內層安全殼內，由于內層安全殼壓力較高，一部分裂變產物會通過安全殼的泄漏釋放到內、外層安全殼之間的環形空間。此時，如果環形空間的通風過濾系統能夠運行，能夠對釋放到環形空間放射性物質進行收集、過濾，從而減少放射性物質向環境的釋放。在EPR及國內自主設計的第三代核電機組二級PSA源項分析中，均考慮了雙層安全殼對放射性物質向環境釋放的緩解作用。

本文采用嚴重事故一體化分析程序，對我國自主設計的第三代核電機組嚴重事故及裂變產物釋放過程進行了建模、分析，對熱段雙端斷裂大破口引起的嚴重事故下開啟環形空間通風過濾系統對緩解裂變產物向環境釋放的作用進行了定量計算，并在分析中結合了自主設計三代機組的安全殼設計特點和特定的源項分析。

1 分析方法與假設

本文計算采用的程序為嚴重事故一體化分析程序MAAP4，該程序能夠模擬嚴重事故的各個階段，能夠模擬發生嚴重事故后，裂變產物從堆芯釋放、在安全殼內的遷移、沉降等過程。

本文所分析的對象為我國自主設計的百萬千瓦級第三代核電機組，設計有嚴重事故緩解措施，如堆腔注水系統、非能動安全殼熱量導出系統、非能動消氫系統，在建模時均對上述緩解措施進行了模擬。

安全殼模型在裂變產物釋放計算中十分重要，本文分析的對象內層安全殼自由容積為87000m3，環形空間自由容積33000m3，本文將內層安全殼劃分為13個控制體，如圖1所示，能夠模擬放射性核素在安全殼內的遷移、沉降。將雙層安全殼之間的環形空間劃分為單獨的控制體，為了模擬雙層安全殼環形空間通風過濾系統對裂變產物釋放的緩解作用，在模型中模擬了雙層安全殼通風系統及過濾器，該系統能夠維持環形空間一定的負壓。

圖1 安全殼控制體劃分示意圖Fig.1 Control volume of containment

本文分析選取的事故序列為典型的熱段雙端斷裂大破口事故，由于該事故序列事故進程快，裂變產物釋放時刻早，因此具有一定的保守型。其具體的事故假設如下：

—0時刻發生熱段雙端斷裂大破口，安注系統失效，安全殼噴淋系統失效；

—堆腔注水系統投入，壓力容器沒有熔穿；

—非能動安全殼熱量導出系統投入，能夠將安全殼熱量導出到安全殼外，安全殼沒有因為超壓而失效；

—安全殼消氫系統有效，沒有發生因為氫氣爆炸導致的安全殼失效；

—安全殼環形空間通風過濾系統有效，裂變產物從內層安全殼泄漏到環形空間的裂變產物，與環形空間內的空氣均勻混合，經過環形空間通風過濾系統過濾后釋放到環境中；

—假設內層安全殼在設計壓力下的泄漏率為0.3%，同時，按照EUR關于雙層安全殼旁通的設計要求[4]，在本文中假設泄漏率的10%直接釋放到環境中，其余的90%釋放到雙層安全殼之間的環形空間；

—在計算通風過濾系統對裂變產物的過濾效果時，假設過濾器對惰性氣體沒有過濾作用，對氣溶膠的過濾效率為99.9%。

2 分析結果

2.1 裂變產物向安全殼釋放過程

在分析模型中，把裂變產物分為有代表性的12組，這12組核素中有惰性氣體及主要的放射性氣溶膠。本文選取了12組裂變產物中的惰性氣體(Xe、Kr)和CsI作為典型的裂變產物進行比較。僅選取惰性氣體和CsI的原因一方面是由于對絕大多數事故序列，這兩個裂變產物組的釋放份額比其他組的釋放份額大，并且Kr、Xe、I這三類核素的劑量轉換因子較大[6-8]，對于劑量后果有主要貢獻；另一方面，從化學形態上看，Kr和Xe是典型的氣體形態，而CsI是典型的氣溶膠形態。綜上所述，選擇上述兩組作為最有代表性的裂變產物進行分析是合理的。

當事故發生后，一回路快速降壓，安注箱投入，由于沒有持續的應急冷卻水注入，很快堆芯再次裸露，并持續加熱，進而演變成嚴重事故。

圖2 安全殼壓力Fig.2 Containment Pressure

圖2給出安全殼壓力的變化，圖3給出堆芯、熔融物質量隨時間的變化，圖4和圖5分別給出了CsI和惰性氣體從堆芯到一回路、安全殼的釋放過程。從圖中可以看出，在大約1000s左右，由于燃料包殼開始破裂，燃料棒中的裂變氣體最先有少量的釋放。隨著堆芯進一步加熱，在1700s左右，堆芯開始熔化，裂變氣體、CsI開始大量釋放。隨著堆芯進一步熔化，在3058s，堆芯熔融物開始落入下封頭，并逐漸在下封頭形成熔融池。在事故后1h，堆芯內96%惰性氣體和大約90%的CsI都已經釋放到安全殼內。

圖3 堆芯及熔融物質量Fig.3 Mass of core and molten core material

圖4 CsI從堆芯的釋放過程Fig.4 CsI release from core

圖5 惰性氣體從堆芯的釋放過程Fig.5 noble gases release from core

裂變產物從一回路釋放到安全殼后，在安全殼內隨著氣流遷移、沉降，圖6給出了CsI氣溶膠在安全殼內的沉降曲線。從圖中可以看出，CsI在事故后3h，絕大部分已經沉降在安全殼內的結構表面，以氣溶膠形式存在的CsI所占份額大約是總的CsI質量的2%。

圖6 CsI氣溶膠在安全殼內沉降曲線Fig.6 CsI aerosol in the Containment

2.2 裂變產物向環形空間和環境釋放過程

圖7 裂變產物向環境釋放路徑示意圖Fig.7 Flow path of Fission Product release to the environment

裂變產物釋放到安全殼內后，未發生沉降的裂變產物中一部分隨氣流從內層安全殼泄漏到環形空間，一部分直接泄漏到環境。

圖7給出了裂變產物從安全殼內向環境的釋放路徑示意，圖8給出了CsI向環境的釋放過程。從圖8可以看出，在事故初始階段到事故后3h左右，CsI從內層安全殼向環境空間有大量的釋放，并且此時大部分CsI都以氣溶膠的形式滯留在環形空間中。隨著CsI在安全殼內的沉降，CsI向環形空間的釋放速率逐漸下降，到事故發生后12h左右，CsI從內層安全殼向外層安全殼的泄漏速率已經很小。

圖8 CsI向環境的釋放過程Fig.8 CsI release to the environment

從圖8還可以看出，由于環形空間的通風過濾系統，將環形空間中滯留的絕大多數氣溶膠都過濾掉了(過濾效果與過濾系數的選取有關)，釋放到環境的CsI主要由旁通安全殼環形空間的泄漏構成，大約占總CsI從內殼泄漏量的10%(與從內殼直接泄漏到環境的份額假設有關)。

圖9給出了CsI在環形空間的氣溶膠份額和沉降到環形空間結構表面的份額，可以看出，滯留在環形空間的CsI氣溶膠除了被通風過濾系統過濾外，有一部分發生沉降。在事故發生后12h，沉降在環形空間的CsI大約占從內層安全殼釋放到環形空間的CsI的10%。

圖9 CsI在環形空間內的沉降Fig.9 CsI deposition in the annual space

圖10給出了惰性氣體向環境的釋放過程。從圖中可以看出，對于惰性氣體，環形空間僅能滯留其中的一部分。

圖10 惰性氣體向環境釋放過程Fig.10 noble gases release to the environment

3 環形空間通風過濾系統對緩解裂變產物向環境釋放的作用分析

表1、表2給出了CsI和惰性氣體從內層安全殼釋放到環境整個釋放過程不同階段的釋放份額。從表1中可以看出，在考慮了環形空間的滯留作用及環形空間通風過濾系統對氣溶膠的去除作用后，能夠顯著減少CsI向環境的釋放，在72h內，減少了90%左右的CsI釋放(主要與從內殼直接旁通至環境的比例假設有關，本文中假設10%直接旁通至環境)；即使不考慮過濾器的去除作用，在過濾器系統失效、只有通風系統工作的情況下，環形空間的滯留作用也能夠有效延緩放射性的釋放，假設沒有過濾的情況下，在事故后3h，環形空間將從內層安全殼釋放出的CsI中的76.26%滯留在了環形空間內，事故后12h，將從內層安全殼釋放出的43.42%的CsI滯留在環形空間內，并且隨著CsI氣溶膠的沉降作用，一部分滯留在環形空間內的氣溶膠沉降在環形空間的結構表面發生了沉降。

表1 環形空間通風系統對CsI釋放的緩解作用

表2 環形空間通風過濾系統對惰性氣體釋放的緩解作用

對于惰性氣體來說，由于無法被過濾器去除，只能靠環形空間的滯留作用延緩惰性氣體向環境的釋放。從表2可以看出，在事故后3h，安全殼環形空間對惰性氣體釋放的滯留作用達到了80.76%，在事故后12h，滯留作用達到了56.30%。

4 結論

通過本文對我國自主設計的第三代核電機組嚴重事故及裂變產物釋放過程的建模、分析，表明在嚴重事故后，安全殼完好的情況下，雙層安全殼的環形空間及通風過濾系統能夠對從內層安全殼泄漏到環形空間的絕大多數氣溶膠進行收集、過濾，顯著降低放射性氣溶膠對環境的釋放，向環境的釋放主要來自于從內殼直接旁通到環境的部分；對于過濾器無法去除的惰性氣體，或者由于過濾器失效而失去對氣溶膠的過濾作用時，雙層安全殼的環形空間能夠起到一定的滯留作用，延緩裂變產物向環境的釋放。通過本文的分析，證明了我國自主設計的第三代核電站雙層安全殼對緩解裂變產物向環境釋放的有效性，為源項分析奠定了基礎。

[1] NEA. Insight s into the control of the release of iodine，cesium，strontium and other fission product s in the containment by severe accident management，NEA/ CSNI/ R(2000)9 [R]. Le Seine，France：OECD Nuclear Energy Agency，2000.

[2] 黃高峰，佟立麗，鄧堅，曹學武. 核電廠大破口失水事故始發嚴重事故的源項研究[J].原子能科學技術，2009，07：609

[3] 濮繼龍. 壓水堆核電廠安全與事故對策[M]. 北京：原子能出版社，1995.

[4] EUR，European Utility Requirements for LWR Nuclear Power Plants [R]，2012.

[5] H.A. Weisshaupl. Severe accident mitigation concept of the EPR[J]. Nuclear Engineering and Design，January 1999.

[6] GB 18871—2002，電離輻射防護與輻射源安全基本標準[S].2002.

[7] Federal Guidance Report No.12，External Exposure to Radionuclides in Air，Water，and Soil[S]. U.S. EPA，1993.

[8] Federal Guidance Report No.11，Limiting Values of Radionuclide Intake and Air Concentration and Dose and Dose Conversion Factors for Inhalation，Submersion，and Ingestion[S]. U.S. EPA，1988.

Annulus Ventilation and Filtration System Mitigate Analysis of FPs Release

CHONG Yi-min1，SHI Xue-yao2，YANG Zhi-yi1，WANG Hai-yang2

(1. Nuclear and Radiation Safety Center，MEP，Beijing 100082，China；2. China Nuclear Power Engineering Company，Beijing 100840，China)

When the severe accident occurs in nuclear power plants(NPPs)，the containment can keep most of the fission products(FPs)in it，even though the containment is intact，there are still some FP releases to the environment. Most of the Gen-III NPPs use double-containment design，and the annulus space between the inner containment and outer containment may contain，retain and reduce the FP releases by the filtration of annulus ventilation system. In this paper，according to the design of Gen-III NPP by CNNC，the quantity of severe accident FP releases to the environment through the double-containment is analyzed，and the mitigation of annulus ventilation and filtration system in severe accident is evaluated.

Double-containment；Ventilation and filtration system；Severe accident；Fission product releases

2016-02-11

種毅敏(1970—)，女，河北人，高級工程師，現主要從事核電廠安全分析評審與研究工作

楊志義：yangzhiyi@chinansc.cn

TL364.4

A

0258-0918(2016)04-0504-06