小型堆大破口失水事故放射性后果研究?

廉海波 王 偉 王 坤

1 引言

冷管段雙端斷裂大破口失水事故不僅會破壞堆艙負壓，也嚴重威脅堆艙的完整性。目前針對大破口失水事故的研究，還沒有形成較為完善的核應急分析理論。事故的源項研究多局限于堆艙內，缺乏對其他艙室的放射性分析；或者僅以假設的源項為基礎，進行艙室放射性分析［1］。本文建立了船用堆艙室模型及全船通風模型，對大破口失水事故下堆艙及堆艙鄰艙的源項進行了分析，并進一步結合GB429-1988和GB1067.1標準給出的應急情況下的劑量限值，具體分析了事故下投入全船通風系統［2～3］對船員受到的輻射照射的緩解情況。通風系統的投入，使得放射性核素排入大氣環境，在海上運行狀態，會直接影響到船外救援決策的實施和附近航行的其他船只人員的生命健康。通過本文的研究工作，能夠為船用堆發生大破口失水事故時的船內外應急預案的制定及應急救援工作的實施提供指導和幫助。

2 艙室控制體建模

本文的研究對象是典型的雙環路壓水堆，艙室控制體及通風系統建模如圖1所示。主管道雙端斷裂的位置位于冷管段，破口發生后冷卻劑泄漏至堆艙，堆艙前艙為Ⅰ艙，堆艙后艙為Ⅱ艙。Ⅰ艙和Ⅱ艙兩個艙室的容積比為0.5，兩個艙室通過共用的通風管道與大氣連通。啟動船內風機，即可將兩個艙室放射性核素排出船外。

圖1 艙室控制體節點劃分

3 初始條件及事故進程

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［4～6］。

2）事故進程分析

0s時，主管道發生冷管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。4.0s時，包殼破損，開始氣隙釋放階段；9.0s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；19.0s時，一臺安全注射泵投入運行，開始向系統補水，而安注系統的投入會導致包殼與水的劇烈反應，產生大量氫氣的同時，伴隨大量釋熱；50.0s時，堆芯最高溫度超過2308.0K（程序默認值）［7-8］，堆芯開始熔化，早期壓力容器內釋放階段開始；14053.0s時，安注系統水源耗盡，進入再循環堆芯冷卻階段，而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；120000.0s時，計算結束。主要事故進程見表1。

4 艙室劑量分析

為了降低堆艙放射性核素泄漏至鄰艙帶來的危害，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，從而為通風系統干預提供指導。

表1 主要事故進程

由圖2和圖3可見，Ⅰ艙和Ⅱ艙內的全身劑量值變化趨勢一致，且通風系統投入越早，艙室內最高全身劑量值越低。對于Ⅰ艙，事故發生后1min投入通風系統，則艙室內最高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，約等于全身劑量限值。對于Ⅱ艙，即使事故后10min投入通風，最高全身劑量也僅為劑量限值的0.7。

圖2 Ⅰ艙全身劑量值

圖3 Ⅱ艙全身劑量值

由圖4和圖5可見，Ⅰ艙和Ⅱ艙內的甲狀腺劑量值變化趨勢一致，且通風系統投入越早，艙室內最高全身劑量值越高。無論是事故后1min還是10min投入通風，Ⅰ艙和Ⅱ艙內的甲狀腺劑量都遠未達到劑量限值，最大值分別約為劑量限值的0.2和0.13。

圖4 Ⅰ艙甲狀腺劑量值

圖5 Ⅱ艙甲狀腺劑量值

5 大氣擴散研究

5.1 釋放份額及釋熱率

為了計算釋放入大氣的源項煙羽的抬升及擴散，對煙羽的釋放階段、釋放份額及釋熱率進行了劃分［9］。

1）釋放階段劃分

根據上述MELCOR對全船斷電事故計算的事故進程，將放射性核素的大氣釋放劃分為3個階段，如表2所示。

表2 源項釋放階段劃分

2）釋放份額及釋熱率計算

選取了對放射性后果起主要影響的惰性氣體類、鹵素類和堿金屬類作為事故的源項進行分析，三類核素的代表核素分別為Xe、I和Cs。針對上述4個釋放階段劃分的煙羽段，分別計算了各個煙羽段放射性核素的釋放份額；并通過對煙羽段釋放載熱率的計算，便于MACCS計算煙羽釋放后的抬升高度。見表3、表4。

表3 源項釋放份額（%）

表4 煙羽段釋熱率（W）

5.2 放射性計算分析

分析投入全船通風系統后對事故海區污染的放射性后果，分別從不同的風速條件及不同的大氣穩定度條件兩個方面進行敏感性分析。為了便于確定船用堆海上核事故的重點劑量輻射區域，保守的選取風速為最小風速0.5m/s、大氣穩定度為F類、風向不變。海上氣象條件復雜，海面的風浪會將部分放射性物質卷入海水，保守假設海面風平浪靜。海水下墊面條件，需屏蔽地面外照射，僅考慮煙云外照射和煙云吸入內照射［10］。海水下墊面的大氣擴散參數高于陸地，本文仍然按照平坦地面的大氣擴散參數進行研究，具有一定的保守性。

1）不同風速條件

分別選取風速為0.5m/s、4.0m/s及8.0m/s三種情況進行大氣擴散分析。大氣穩定度為F類、風向不變。保守假設海面風平浪靜，海水下墊面條件僅需考慮煙云外照射和煙云吸入內照射。大氣擴散參數按照平坦地面的大氣擴散參數進行研究，具有一定的保守性。

結合圖6、圖7可見，在距離釋放源50.0海里海域外，個人預期全身劑量及個人預期甲狀腺劑量均降低至約0.0Sv。在50.0海里海域內，個人預期劑量隨距離的增大而遞減，且風速越小，預期劑量越大。預期劑量的最大值均出現在釋放源［11～12］的位置。0.5m/s風速條件下，個人預期全身劑量最大值為0.0153Sv，個人預期甲狀腺劑量最大值為0.0282Gy，分別為GB429-1988中規定的一次應急事件中船員全身受照劑量限值的6.12%和甲狀腺劑量限值的5.64%，且事故海域的人員無需服用穩定碘。

2）不同穩定度條件

選取大氣穩定度分別為不穩定、中性和穩定三種情況進行大氣擴散分析，且風速為0.5m/s、風向不變。保守假設海面風平浪靜，海水下墊面條件僅需考慮煙云外照射和煙云吸入內照射。大氣擴散參數按照平坦地面的大氣擴散參數進行研究，具有一定的保守性。

圖6 不同風速條件下的預期全身劑量

圖7 不同風速條件下的預期甲狀腺劑量

結合圖8、圖9可見，預期劑量的最大值均出現在釋放源的位置。在距離釋放源50.0海里海域外，個人預期全身劑量及個人預期甲狀腺劑量均降低至約0.0Sv。在50.0海里海域內，中性氣象條件下，個人所受輻射照射的劑量較低，個人預期全身劑量和預期甲狀腺劑量的最大值分別為7.31e-4Sv和0.00102Gy。

圖8 不同穩定條件下的預期全身劑量

由圖8可見，對于個人預期全身劑量，穩定和不穩定兩種氣象條件，劑量值隨著距離的增大而減小，且穩定氣象條件的劑量大于不穩定氣象條件，所對應的最高個人預期劑量分別為0.0153Sv和0.00515Sv，二者分別為GB429-1988中規定的一次應急事件中船員全身受照劑量限值的6.12%和2.06%。

由圖9可見，對于個人預期甲狀腺劑量，穩定氣象條件的劑量大于不穩定氣象條件，所對應的最高個人預期劑量分別為0.0282Gy和0.0221Gy，二者分別為GB429-1988中規定的一次應急事件中船員甲狀腺受照劑量限值的5.04%和4.42%。

圖9 不同穩定條件下的預期甲狀腺劑量

6 結語

分析研究了船用堆海上大破口失水事故通風系統的投入對船內外放射性后果影響，得出了以下結論：

1）前輔機艙劑量大于后輔機艙且變化趨勢一致。為了保證堆艙鄰艙的劑量輻射在劑量限值內，應于事故發生后10min內投入全船通風系統。若10min后投通風系統，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。

2）假設海面風平浪靜、大氣擴散按平坦地形的擴散參數考慮，對放射性輻射后果的分析結果具有保守性。

3）預期劑量的最大值均出現在釋放源的位置，且劑量值隨距離的增大而遞減，在距離釋放源50.0海里海域外的人員不會受到任何劑量輻射危害。

4）風速越小，受到的輻射危害越大。穩定大氣條件的輻射危害大于不穩定氣象條件，在中性氣象條件下，大破口失水事故幾乎不會造成任何劑量后果。

5）0.5m/s的風速條件及穩定的氣象條件造成的輻射危害最大，所造成的個人預期全身劑量和個人預期甲狀腺劑量的最大值分別為GB429-1988中規定的一次應急事件中船員全身受照劑量限值的6.12%和甲狀腺劑量限值的5.64%。大破口失水事故下，事故海域的人員無需服用穩定碘。

［1］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.

［2］楊洪禹.船用反應堆艙室劑量場分析程序研究與應用［D］.哈爾濱：哈爾濱工程大學，2008.

［3］郭智榮，耿愛國.核動力船舶氣載放射性物質的去除及效果分析［J］.輻射防護，2004，24（1）：43-45.

［4］朱繼洲，著.核反應堆安全分析［M］.西安：西安交通大學出版社，2004.

［5］陳航，張帆，晏峰，王坤.小型堆斷電嚴重事故緩解措施分析［J］. 核動力工程，2015，36（2）：62-65.

［6］張帆，陳航，張彥召，晏峰.船用堆破口疊加全船斷電事故進程及后果研究［J］.原子能科學技術，2015，49（1）：115-120.

［7］謝仲生.反應堆物理分析［M］.西安：西安交通大學出版社，2004.

［8］齊盼進，肖岷，孫吉亮，等.大亞灣核電站全場斷電誘發的嚴重事故過程研究［J］.核動力工程，2005，26（6）：55-57.

［9］張兵.放射性物質大氣彌散仿真研究［D］.哈爾濱：哈爾濱工程大學，2004.

［10］Chanin D I ，M L Young． User's Guide，NUREG/CR-6613，Volume 1，Code Manual for MACCS2［R］.Washington：U.S.Nuclear Regulatory Commission，1998.

［11］胡歡.核反應堆壓力容器及制造［J］.裝備機械，2010，4：20-25.

［12］MELCOR computer code manuals，Vol.1：Primer and us?ers guides［R］.US：Sandia National Laboratories，2000.