基于RG 1.183的先進小堆選址源項模型初步研究

胡 雨，方 棟，朱學農

(1.中電投電力工程有限公司，上海 200233； 2.清華大學核能與新能源技術研究院，北京 100084)

美國在1962年頒布了TID-14844[1]，將選址假想事故源項界定為全堆熔化，考慮堆芯100%的惰性氣體、50% 的碘和1% 的固體裂變產物釋放到安全殼大氣中，且明確事故時專設安全設施的去除作用不予考慮。但1979 年美國三哩島事故只向環境釋放了少于20 Ci 對人體構成顯著危害的131I和大約43 000 Ci 的85Kr，使人們認識到在考慮安全殼噴淋的情況下，事故向環境釋放的放射性物質遠小于TID-14844 的假設。按照該技術文件確定的選址假想事故源項過于保守，導致確定的廠址距離因子過大，影響了核電廠址選擇的范圍。因此，在TID-14844之后，美國于1974年出版了《評價壓水堆失水事故潛在輻射后果所采用的計算假定》RG 1.4[2]，考慮專設安全系統的去除作用。同時對三哩島核電廠等嚴重事故工況下裂變產物釋放時間、核素種類、化學形式等進行深入分析研究，美國核管會于1995 年出版了NUREG-1465[3]。為對確定事故源項應考慮的釋放時間、數量和碘的化學形式等做出更加接近現實的假設，2000 年美國核管會直接借鑒NUREG-1465發布了RG 1.183[4]，適用于在1997 年1月10 日之后的申請者申請建造執照、設計證書或聯合執照。

《核動力廠環境輻射防護規定》(GB 6249—2011[5])要求在審批廠址階段以選址假想事故作為事故釋放源項確定非居住區和規劃限制區邊界。該事故僅適用于審批廠址階段，作為確定廠址非居住區、規劃限制區邊界的依據[6]。GB 6249—2011僅給出了確定選址假想事故源項的基本原則，并沒有給出具體方法，目前我國在建和擬建的核電廠確定選址假想事故源項主要參照RG 1.183。

在以往的選址源項計算模型中，主要針對大型壓水堆，大型壓水反應堆布置在地面。而最新研發的小型反應堆核電站，如mPower、Nuscale等，都選擇了將反應堆布置在地面以下的設計，這樣相對大堆而言小型壓水堆多一層安全屏障。本文正是針對小型先進反應堆的布置特點，對傳統的選址源項模型進行修改，使之更加符合先進小型壓水堆的設計特點，嘗試計算其對選址源項的影響。

1 傳統壓水堆選址源項模型

據GB 6249的要求，在選址階段，選址源項要考慮全堆芯熔化的情況，但安全殼可假定結構功能完整。放射性釋放物釋放的場景RG 1.183做了假定，RG 1.183將假想事故后放射性釋放入安全殼分為3個階段: 冷卻劑釋放、間隙釋放、早期壓力容器內釋放。各階段釋入安全殼的放射性份額列于表1。

表1 釋放到安全殼內的放射性份額Tab.1 Radioactivity released into the containment vessel

1) 釋放量占堆芯總積存量的份額， “—”表示不考慮。

冷卻劑中的放射性總量是基于0.25%的燃料破損假設計算而得，因此冷卻劑釋放階段釋放的放射性物質與后兩階段相比十分微小，故忽略不計。間隙釋放和壓力容器內釋放階段，均假定為勻速釋放。

基于以上，列出安全殼內放射性活度計算方程：

(1)

此式的解為：

(2)

保守忽略釋放入環境中的放射性核素的衰變，即：

(3)

此式的解為：

{1-exp[-(L+D+λ)t}/(L+D+λ)

(4)

其中：

·exp[-(L+D+λ)t]

式(1)至(4)中變量含義如下：Ai為安全殼內核素i的放射性活度，Bq；Ao為由安全殼泄漏入環境中的放射性核素活度，Bq；Ab為在某計算時段內，安全殼內起始時刻的放射性活度，Bq，t=0時，Ab取0；Q為事故后反應堆向安全殼大氣的放射性核素釋放率，Bq/h；D為安全殼內的放射性去除系數，h-1；L為由安全殼向環境的泄漏率，h-1；t為計算時間步長，h；λ為衰變常數，h-1。

對于放射性核素在輔助廠房中的去除，通常會除以一個系數，來考慮輔助廠房的沉積作用。例如AP1000核電廠在大破口(LOCA)事故放射性通過安全殼與輔助廠房的貫穿件釋放到輔助廠房中時，將輔助廠房中氣溶膠去污因子取為3。

2 改進的先進小堆選址源項模型

對放射性釋放的量和時段的假設仍然按照RG 1.183的假定，同時考慮地上—地下布置，考慮輔助廠房的影響。如圖1所示，左邊是大型壓水堆示意圖，右邊是SMR核電廠布置示意圖。

0—地面；1—大型壓水堆主回路壓力邊界；2—大型壓水堆安全殼； 3—SMR壓力容器邊界；4—SMR安全殼邊界；L1—安全殼邊界 泄漏；L2—輔助廠房邊界泄漏；A—SMR安全殼內空腔； B—輔助廠房空腔。圖1 傳統大型核電站和先進小堆反應堆布置示意圖Fig.1 Schematic layout of conventional large nuclear power station and SMR

借助圖1將模型解釋如下：

安全殼內放射性活度A0計算方程：

(5)

解得：

式中，Q為事故后反應堆向安全殼大氣的放射性釋放率，Bq/h；A0為安全殼內放射性活度，Bq；D0為安全殼內的放射性去除系數，h-1；L1為由安全殼向空腔B的泄漏率，即單位時間內泄漏的體積占總體積的份額，h-1；λ為衰變常數，h-1。

對于安全殼內放射性的計算和傳統模型一樣，放射性的變化為釋放入安全殼的放射性與放射性減少項的差值，安全殼內的放射性來源于堆芯放射性的釋放，安全殼內放射性減少主要有三方面：泄漏、去除、衰變。其中去除機理可以是能動的如噴淋，也可以是非能動的(自然沉降、冷凝、熱泳等)[7]。

考慮空腔B內放射性活度A1的變化：

(6)

解得：

式中，D1為輔助廠房內放射性去除系數，L2為輔助廠房泄漏率。空腔B內的放射性物質來源于空腔A的泄漏，放射性物質的消失同樣有三個方面：泄漏、去除和衰變。經過空腔B的阻擋和滯留以后，放射性物質將泄漏至環境中。基于以上假設，泄漏致環境的放射性活度A2可表示為：

(7)

解得：

其中：

聯立式(5)、(6)、(7)，即為改進的先進小堆選址源項模型。此模型考慮了地上-地下布置的特點。相對于傳統選址源項模型，更貼近先進小堆的布置特點。

3 實例計算

以國外某先進小堆核電廠為例：單堆熱功率為 530 MWt，電功率為 180 MWe，換料周期為4 a，設計壽命為60 a。反應堆堆芯、蒸汽發生器、穩壓器組合布置在一個普通壓力容器中，控制棒驅動機構和主泵也內置于壓力容器中，整個環路設備被整合到一個容器中，整個核島設備進行了大大簡化。核島廠房采用了地下布置方式——安全殼、乏燃料水池都布置在地下，輔助廠房布置在地上。

計算過程中按照GB 6249的要求假設了全堆芯熔化，安全殼完整。GB 6249中5.9條要求，在發生選址假想事故時，考慮保守大氣彌散條件，非居住區邊界上的任何個人在事故發生后的任意2 h內通過煙云浸沒照射和吸入內照射途徑所接受的有效劑量不得大于0.25 Sv；規劃限制區邊界上的任何個人在事故的整個持續期間內(可取30天)通過上述兩條照射途徑所接受的有效劑量不得大于0.25 Sv。經計算放射性釋放最大的2 h為：1.5～3.5 h。限于篇幅挑取了兩種代表性的核素131I和133Xe，30天內各時段放射性釋放量按兩種方法計算結果列于表2。泄漏率保守取值如下：安全殼泄漏率L1取0.3%(vol)/24 h，24 h后減為一半，輔助廠房泄漏率L2取2(vol)/h，事故初始時刻安全殼內放射性活度取0。在按照改進先進小堆選址源項模型計算時，因放射性核素的遷移機理不明，并沒有考慮在輔助廠房中去除效應的影響，即保守地取為D1=0。

4 結論與建議

所提出的改進先進小堆選址源項計算模型描述了地上-地下布置的先進小堆放射性物質泄漏場景，由表2可以看出，輔助廠房對放射性物質的阻礙和滯留起到了一定作用，因沒有考慮去除效應的影響，釋放源項的減小不太明顯。在各方輸入數據更全面(主要是泄漏率、遷移機理、沉積系數等)的情況下，才能得到更為可靠的估計。

另外，此選址源項模型參考了RG 1.183大破口(LOCA)的事故場景，而對于有些先進小堆采用了一體化的設計，避免了大破口的可能性，RG 1.183源項的適用性有待商榷。對此有兩種處理方法：(1)將RG 1.183所述的放射性積存保留，釋放場景的階段時段再另行考慮(混合源項)；(2)完全依照具體小堆的設計特點，建立仿真模型進行分析，重塑事故場景，建立新的源項基準事故(機理性源項)[8]。此兩種方法是國外研究提出的新方法，有待進一步研究，從而確定一個更加貼近現實的小堆選址源項模型，為后續小堆非居住區及規劃限制區范圍的劃分等奠定基礎。

表2 計算結果對比Tab.2 Comparison of calculation results