“華龍一號”安全殼旁通合理性研究

劉 蘊，黃樹明，薛 娜，邱 林

（中國核電工程有限公司，北京 100840）

安全殼是核反應堆的最后一道實體屏障，在運行狀態和事故工況下包容放射性物質以及提供輻射屏蔽。“華龍一號”的安全殼旁通泄漏份額（以下簡稱旁通份額），是指事故后來自內層安全殼的泄漏不經過環形空間收集而旁通至外層安全殼外環境的份額，是評價放射性物質向環境釋放量的重要計算參數，對工作人員以及場外公眾與環境的受照劑量有直接影響。安全殼旁通份額取值的合理與否，一方面關系非居住區、規劃限制區和應急計劃區劃分的合理性，是選址、設計及建造階段安全分析與環境影響評價審查的重點；另一方面也是設計上保證核與輻射安全的重要因素。歐洲用戶要求[1]、美國核管理委員會（NRC）標準審查大綱（SRP）[2]等國際相關標準和文件，均要求關注安全殼的旁通，對旁通份額進行合理的估計和分析。

安全殼貫穿件隔離閥調試試驗需要在建設尾聲才能進行，前期開展大殼類比實驗又需要耗費大量的人力財力和時間。福清核電5、6號機組的設計中，總體設計文件《雙層安全殼設計目標與要求》中取內殼旁通份額為 10%，但沒有對該取值的合理性開展詳細分析。

為深化“華龍一號”輻射防護的設計優化，本研究在法規標準的基礎上，一方面采用我國二代加改進型核電機組的相關實驗結果類別分析；另一方面結合典型設計基準事故和嚴重事故源項的計算過程，分析不同旁通份額取值對場外劑量后果的影響，研究“華龍一號”安全殼旁通份額取值的合理性。本研究成果不僅可用于安全審查中相關問題的解釋或澄清，也可為未來的設計改進提供依據。

1 設計思路及理念

研究“華龍一號”的安全殼旁通份額需以相關標準和模型為基礎，本節對此加以說明。

1.1 法規標準

歐洲用戶要求[1]中對于安全殼的旁通要求：在設計基準事故或設計擴展工況下，不應超過一次整體泄漏率的 10%；設計者估計旁通份額應采用合理的現實假設并參考相關運行經驗；極低的旁通數值應考慮所有可能的途徑，且有足夠的分析支持。

美國核管理委員會（NRC）標準審查大綱（SRP）[2]要求審查人員確定安全殼可能由旁路（或稀釋）泄漏的最大泄漏量。必須識別通過環廊或輔助廠房區域的旁通或會直接漏入大氣的潛在泄漏通道。必須規定泄漏到環境的安全殼旁路泄漏總量，而且必須將它寫入技術規格書。審查人員確認試驗措施足以證實所規定的旁路泄漏率。

我國標準《壓水堆核電廠預應力混凝土安全殼設計》（NB/T 20303—2014）[3]要求雙層安全殼的內殼的整體泄漏率“24 h內不超過事故工況下安全殼氣體總質量的0.3%”。福清核電5、6號機組總體設計文件《雙層安全殼設計目標和要求》規定，直接旁通整個安全殼從外部匯集到的泄漏率不超過內殼總泄漏率的10%。

1.2 放射性源項計算模型

以大破口失水類事故為例，事故工況下放射性核素由安全殼向環境釋放的典型過程如圖1所示。

內殼中裂變產物的活度變化率同兩個因素相關，一是裂變產物向安全殼大氣釋放的速率，二是裂變產物被去除的速率。假設堆芯釋放的裂變產物在釋放的瞬間立即混合并均勻分布于內層安全殼的大氣空間。同時，裂變產物將在多種去除機理的共同作用下有所減少，包括放射性衰變、內殼泄漏以及自然去除作用和噴淋系統所引起的氣載放射性的降低等。內殼泄漏過程中，內層安全殼中的裂變產物一部分泄漏至環形空間，一部分直接釋放到環境，泄漏到環境的部分在計算過程中以旁通份額表示，即是本文所討論的安全殼旁通份額。

圖1 事故后放射性核素的釋放模型Fig.1 Modeling of radionuclide release after accident

泄漏至環形空間的放射性物質一部分經由過濾器過濾后釋放進入環境，另一部分則旁路過濾器直接釋放到環境中，前者中碘和氣溶膠的放射性活度被大幅降低。雖然大多數的放射性物質均經環形空間向環境釋放，但其對劑量的貢獻被大量削弱，使得內殼直接旁通到環境的貢獻在一定程度上凸顯出來。這是安全殼旁通份額成為源項計算中重要參數的直接原因。

放射性核素從安全殼向環境的釋放量可由下述微分方程組求解得出[4]：

2 具體設計內容

俄羅斯彼得格勒二號 VVER-1200核電機組[5]和臺山EPR機組安全分析報告中均顯示，其設計措施能保證安全殼完好的嚴重事故條件下，內殼能維持內部負壓，源項計算中取旁通份額1%甚至不考慮旁通。這一結論是在詳細的數值分析及必要的實驗的基礎上得到的。

本研究采用二代加改進型類比“華龍一號”，從實驗角度討論旁通份額10%的合理性。同時對安全殼泄漏率不同取值下，典型設計基準事故以及嚴重事故的放射性后果開展評價與分析，討論安全殼旁通份額的合理性。

2.1 類比實驗分析

福清核電 3號機組為二代加改進型、單層安全殼設計，與“華龍一號”內層安全殼具有一定相似性。參考福清核電3號機組調試試驗，B類試驗（對安全殼貫穿件的密封部件如電氣貫穿件、人員閘門和設備閘門等加壓進行的局部密封試驗）與C類試驗（對安全殼隔離閥加壓進行的局部密封性試驗）結果之和小于10%。證明：即使不考慮周圍廠房對于旁通泄漏的包容，在設計上旁通份額取值10%仍是保守的。

2.2 放射性后果評價及討論

為了評估旁通份額對放射性釋放量以及場外劑量后果的影響，在此分別選取典型的設計基準事故以及嚴重事故源項進行分析。對于設計基準事故，選取設計基準大破口失水事故（DBALOCA）[6]，對于嚴重事故，選取在設備鑒定、場內外應急等工作中廣泛采用的全堆芯熔化嚴重事故（NUREG-1465）[7]。根據1.2節給出的安全殼釋放模型，計算福清核電5、6號機組內殼旁通份額從0（即沒有旁通）～10%典型放射性核素的釋放量結果，并結合福清廠址的氣象數據[8]計算相應的場外劑量后果。

2.2.1設計基準大破口失水事故

圖2～圖4給出DBALOCA事故后由安全殼釋放到環境中的典型放射性核素的量。

圖2 不同旁通份額情況下137Cs的釋放量（DBALOCA）Fig.2 Total release of 137Cs with different bypass values(DBALOCA)

圖3 不同旁通份額情況下131I的釋放量（DBALOCA）Fig.3 Total release of 131I with different bypass values (DBALOCA)

圖4 不同旁通份額情況下85Kr的釋放量（DBALOCA）Fig.4 Total release of 85Kr with different bypass values（DBALOCA）

由圖2～圖4可知，在事故釋放初始時刻，不考慮旁通的釋放量要明顯低于 10%旁通份額的釋放量，在2 h時刻，10%旁通份額計算結果約為不考慮旁通的5倍，然而隨著事故的發展，這種差異有變小的趨勢。主要原因在于：DBALOCA不發生熔堆，燃料包殼間隙內的放射性物質在前0.5 h內均釋放至內殼中，使得殼內放射性物質總量在事故開始不久達到峰值，之后隨著不斷地向環境釋放逐漸下降；考慮10%旁通份額時，旁通的放射性物質會在初期迅速釋放到環境中，剩下的放射性物質則通過環形空間通風過濾緩慢釋放到環境中；完全不考慮旁通的情況下，殼內放射性全部通過環形空間向環境緩慢釋放；對比來看，釋放至環境的放射性活度在事故初期差異明顯，在較長的時間段下會變得不顯著。對于720 h的總釋放，考慮 10%旁通份額的結果約為不考慮旁通的 2倍。而對于惰性氣體（以85Kr為例），由于不能被通風過濾系統過濾，考慮旁通與否對釋放總量并無明顯差異，旁通的影響只體現在初期的釋放速率上，并遠小于氣溶膠的差異。

圖5給出了DBALOCA事故后，不同旁通份額情況下非居住區邊界（EAB）處放射性劑量后果的變化情況。

圖5 DBALOCA后2 h內EAB（500 m）處公眾劑量Fig.5 Exposure dose at the EAB (500 m) within 2 hours after DBALOCA

由圖5可知，在各種情況下，EAB處公眾在事故后2 h受到的有效劑量均遠低于GB 6249—2011[9]中給出的劑量驗收準則（小于100 mSv）。隨著所考慮的旁通份額的增加，對應的劑量結果也逐漸變大，然而變化并不呈現線性增長趨勢。內殼旁通份額取值 10%的劑量結果與取值1%的結果在一個量級之內，與安全分析中后果評價模型的保守度相比并不顯著。主要原因分析如下。如上面針對137Cs、131I、85Kr這幾種典型核素的分析可知，其釋放量與內殼旁通份額就不呈線性關系，而劑量結果又受多種核素的綜合影響。137Cs、131I等氣溶膠是內照射劑量的主要貢獻者，85Kr等惰性氣體是外照射劑量的主要貢獻者。在總的有效劑量中，由惰性氣體產生的煙羽浸沒外照射占很大一部分比例，約為45%，而其釋放量在考慮10%旁通情況下與不考慮旁通情況的結果是相差不大的，因此EAB處公眾所受總劑量的差異量并不如137Cs、131I這類氣溶膠核素2 h釋放量的差異這樣顯著。

2.2.2全堆芯熔化嚴重事故

圖6～圖8給出了NUREG-1465事故后由安全殼釋放到環境中典型放射性核素的量。可以看出，NUREG-1465由安全殼向環境釋放的放射性核素，在不同內殼旁通份額情況下的釋放量變化趨勢與DBALOCA類似，在此不再贅述。

圖6 不同旁通份額情況下137Cs的釋放量（NUREG-1465）Fig.6 Total release of 137Cs with different bypass values (NUREG-1465)

圖7 不同旁通份額情況下131I的釋放量（NUREG-1465）Fig.7 Total release of 131I with different bypass values (NUREG-1465)

圖8 不同旁通份額情況下85Kr的釋放量（NUREG-1465）Fig.8 Total release of 85Kr with different bypass values (NUREG-1465)

針對嚴重事故的場外劑量后果，目前國內尚沒有法規標準給出明確的量化驗收準則，考慮到NUREG-1465源項在國內壓水堆核電廠場外應急計劃區（EPZ）測算中的廣泛應用，在此以EPZ內區邊界（5 km）處公眾所受的劑量不超過GB 18871—2002[10]附錄E中給出的撤離行動的通用優化干預水平（50 mSv）為例，分析不同旁通份額情況下的場外公眾劑量。

圖9給出了NUREG-1465事故后，不同旁通份額情況下EPZ內區邊界公眾所受的放射性劑量后果的變化情況。在此需要說明的是，此處給出的是整個事故持續期間（計算中取30 d）的劑量后果，而撤離行動的通用優化干預水平對應事故后 7 d的可防止劑量，因此本計算具有足夠的保守性。

圖9 NUREG-1465源項EPZ內區邊界（5 000 m）處公眾劑量Fig.9 Exposure dose at the EPZ boundary（5 000 m）after NUREG-1465

由圖 9可知，10%旁通份額情況下，5 km處公眾可能受到的劑量結果最大，約為1.28 mSv，遠低于撤離行動的通用優化干預水平，也低于隱蔽的通用優化干預水平（10 mSv）。隨著所考慮的旁通份額的增加，對應的劑量結果也逐漸變大，但劑量隨旁通份額的變化亦不呈現線性增長趨勢。其原因與 DBALOCA的劑量后果變化趨勢分析是相似的。該現象說明，即使按貫穿件和各種閥門與閘門的泄漏率實驗，累積得到旁通份額的真實值，其劑量結果和旁通份額取 10%僅有 50%以下的差異。事實上，堆芯狀況、氣象條件、大氣擴散模型及劑量模型等對劑量結果的敏感性均在這之上。

綜上所述，在核電廠安全分析中，是否考慮安全殼旁通對釋放源項有重要影響，但旁通份額取值 10%或以下，均能使劑量結果在合理的范圍內，且不會對非居住區、規劃限制區和應急計劃區的劃分產生顯著差異。除非要求源項計算盡可能貼近真實情況，否則 10%即可為旁通份額的合理取值。

3 優化及創新

本研究分析并討論了“華龍一號”核電機型內殼旁通份額取值對事故源項和事故后果的影響程度，證明了安全分析中“華龍一號”內殼旁通份額取值 10%的合理性。具體結論如下：

（1） 安全殼旁通對事故向環境釋放的放射性源項有顯著影響，旁通份額越大，事故源項越大；

（2） 隨著事故的發展，旁通份額對源項的影響逐漸降低；考慮 10%旁通份額與不考慮旁通相比，典型核素釋放總量的差異由事故開始時的數個量級，逐漸降至2倍左右；

（3） 劑量后果隨旁通份額的變化不成線性關系，旁通份額取值10%與1%的劑量后果在一個量級之內，與安全分析中后果評價模型的保守度相比并不顯著。

本研究對“華龍一號”安全殼旁通泄漏份額取值的探討，可用于選址與設計階段的安全分析，也對核安全與輻射防護設計的進一步優化提供了背景基礎。

4 結論

本研究以國內外相關標準中對于核電廠安全殼旁通份額的要求為基礎，結合工程設計需要和實際情況，從實驗類比和事故后果分析這兩個方面，探究了“華龍一號”雙層安全殼設計中內殼旁通泄漏份額的合理性。與二代加改進型核電機組調試試驗的類比分析表明：“華龍一號”內殼旁通份額應小于標準所規定的10%，取值具有保守性。事故后果分析則證實：內殼旁通至環境是放射性物質泄漏的重要途徑，對源項和劑量的貢獻不可忽視，但不同旁通份額取值對場外劑量后果的影響并不明顯，安全分析中取旁通份額為 10%對放射性后果評價具備合理性。

后續可基于事故下殼內溫度壓力變化以及周圍廠房和通風系統的滯留作用，考慮適當降低安全殼旁通份額的設計值，進一步體現“華龍一號”機組的設計安全性。