WWER机型一回路冷却剂裂变产物设计源项与现实源项的探究

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（中国核电工程有限公司反应堆工艺研究所，北京 100840）

WWER机型一回路冷却剂裂变产物设计源项与现实源项的探究

张晔，杨德锋，王晓霞，米爱军

（中国核电工程有限公司反应堆工艺研究所，北京 100840）

一回路冷却剂源项是核电厂核与辐射安全的重要基础数据。本文采用RELWWER程序，并结合核电厂的实测数据，对WWER 1000型机组一回路冷却剂裂变产物源项进行了分析及计算考虑一定的设计裕度，得到了一套设计源项和现实源项，可为该机型辐射防护和放射性废物管理的设计提供参考。

RELWWER；设计源项；现实源项；一回路冷却剂裂变产物；WWER1000机型

在核电厂中，一回路源项主要用于核电厂辐射防护设计 （辐射屏蔽设计、控制区设计等）、运行辐射防护管理、核电厂运行控制、放射性废物处理系统设计、流出物排放管理、运行放射性废物管理、正常运行对公众的辐射影响控制与评估、事故控制、事故应急和事故后果评价等。从源项应用的目的出发，将一回路源项分为设计源项和现实源项［1］，前者主要用于核电厂辐射防护设计与放射性废物处理系统设计，后者主要用于放射性流出物排放控制、环境影响评价等［2，3］。

一回路冷却剂中的裂变产物源项是一回路源项的重要组成部分［4，5］。本文根据WWER1000机型核电厂的设计参数以及已运行WWER1000核电厂的运行经验反馈数据，分析WWER1000机型核电厂中一回路冷却剂中的裂变产物的设计源项和现实源项。

l 分析方法

WWER1000型反应堆一回路冷却剂中的裂变产物比活度通常采用专用计算程序——裂变产物比活度计算程序 （RELWWER）进行计算分析［6，7］。该程序是由俄罗斯库尔恰托夫科学研究院编制、验证的，主要用于计算反应堆燃料棒间隙中的裂变产物活度、裂变产物在不同净化回路模型下一回路冷却剂中的活度等，裂变产物比活度计算程序考虑的主要裂变反应是235U、238U、239Pu、241Pu和242Am的裂变，上述核素的裂变反应产生的裂变产物核素种类很多，本文主要针对在反应堆主冷却剂和净化系统设计中占主要份额的Kr、Xe、I、Cs等核素进行分析。

在WWER1000型机组核电厂的设计中，用于辐射防护设计的一回路冷却剂裂变产物设计源项考虑了俄罗斯标准［8］中规定的WWER1000型机组正常运行的状态：“不超过0．2%的燃料棒包壳漏气及不超过0．02%的燃料棒包壳破损燃料芯块与冷却剂直接接触”根据此比例计算出设计源项对应的工况为堆芯101根燃料棒微产生裂纹，10根燃料棒出现明显破损 （燃料芯棒微产生裂纹，10根燃料棒出现明显破损 （燃料芯块与主冷却剂直接接触）［9，10］；现实源项参考 WWER1000型核电厂正常运行期间实测的数据，使用与设计源项相同的能谱，折算得出。

l.l一回路冷却剂裂变产物产生机理

WWER1000型反应堆在功率运行时，一回路冷却剂中的裂变产物来源如下：

（1）存在包壳微裂纹和明显包壳破损的燃料棒；

（2）燃料棒包壳外表面的沾污铀；

（3）燃料棒包壳等结构材料的杂质铀。

在反应堆运行初期 （燃料棒无制造缺陷，包壳完整），一回路中的裂变产物主要是燃料棒外表面的235U污染产生的裂变碎片在动能作用下释放到冷却剂中引起的，其中235U污染包括制造过程中在包壳表面沾污的铀以及锆包壳中的天然铀杂质。

在反应堆正常运行时，燃料包壳会因多种腐蚀和疲劳过程的影响而丧失密封性。在此过程中，首先会出现微裂纹，继而在包壳上产生大的破口，裂变产物由燃料棒向主冷却剂的释放量不断增长。反应堆运行时，如果堆芯内存在燃料棒泄漏，通常可以看到在反应堆功率快速变化后主冷却剂中裂变产物放射性活度的暴增 （尖峰效应），该现象是由积聚在丧失密封性的燃料棒气隙内的气体和挥发性裂变产物的额外释放造成的。

从已投运核电厂获得的经验数据表明，在燃料棒包壳密封性完好的情况下，主冷却剂中的裂变产物活度保持在较低的水平；一旦燃料棒包壳发生泄漏，主冷却剂裂变产物活度会大幅度升高，而瞬态工况下的尖峰效应可使主冷却剂中裂变产物活度额外升高约一个数量级。

l.2假设条件分析

裂变产物比活度计算程序的输入参数包括堆芯总体参数、燃料棒几何参数、包壳失去完整性的燃料棒详细参数以及各个燃料组件的燃耗与燃料棒轴孔以及间隙温度等。

WWER1000型机组正常运行的燃料棒缺陷状态上限是0．2%燃料棒包壳产生微裂纹，以及0．02%燃料棒包壳出现明显破损，则全堆芯共计有101根燃料棒微裂纹和10根燃料棒包壳破损。将堆芯中的燃料组件按经历的燃料循环数进行分组，在平衡循环末期，采用四区换料方案的堆芯中，四组的燃料棒数比例为3∶3∶3∶1，假设包壳丧失完整性的燃料棒在堆芯中是均匀分布的，则第一组 （已经历1个燃料循环）有31根燃料棒微裂纹与3根燃料棒包壳破损；第二组 （已经历2个燃料循环）有30根燃料棒微裂纹与3根燃料棒包壳破损；第三组 （已经历3个燃料循环）有30根燃料棒微裂纹与3根燃料棒包壳破损；第四组 （已经历4个燃料循环）有10根燃料棒微裂纹与1根燃料棒包壳破损。另外，出于保守性考虑，在各组燃料棒中，都选取卸料燃耗最高的燃料棒作为失密燃料棒，再以选定燃料棒的精细线功率密度以及燃耗参数作为本程序的输入条件。

包壳丧失完整性的燃料棒燃耗、功率等参数见表1［11，12，13］。

表l 包壳丧失完整性的燃料棒参数Table l Rod parameters of untight clad

2 一回路裂变产物设计源项分析

根据上节中描述的假设条件分析，使用计算程序计算正常运行工况和停堆工况下WWER1000型核电厂一回路裂变产物源项。并根据计算结果分析 Kr、Xe、I、Cs等主要放射性核素的比活度。

2.l功率运行裂变产物源项计算值

正常运行工况下，WWER1000机组一回路主要裂变产物活度见表2。

表2 功率运行主要裂变产物活度Table 2 Mainfission production activity during normal power operation

根据计算结果，总碘 （131I～135I）的比活度为2．07×107Bq·kg-1（20．7 GBq·t-1），占主要裂变产物总比活度的19．8%。放射性气体的比活度为8．34×107Bq·kg-1（83．4GBq·t-1），占主要裂变产物总比活度的79．9%。

图l 设计源项正常功率运行下主要裂变产物Fig.l Design source terms ratio of main fission production activity during normal power operation

正常运行工况下计算得到的裂变产物活度主要用于辐射安全评价，同时也为放射性管理废物提供参考［14，15］。

2.2 降功率运行主要裂变产物活度

反应堆运行时，如果堆芯内存在燃料棒泄漏，通常可以看到在反应堆功率快速变化时 （例如停堆过程中）主冷却剂中裂变产物放射性活度的暴增 （尖峰效应），该现象是由积聚在丧失密封性的燃料棒气隙内的气体和挥发性裂变产物的额外释放造成的。

图2 设计源项降功率运行下主要裂变产物Fig.2 Design source terms ratio of main fission production activity during power reduction

计算程序可模拟这一过程，计算结果见表3，分析结果显示总碘的比活度为3．44×108Bq· kg-1，占主要裂变产物总比活度的57．4%。放射性气体的比活度为2．55×108Bq·kg-1，占主要裂变产物总比活度的42．5%。降功率运行时，主要裂变产物比活度普遍高出正常运行时一个量级，并且总碘比活度的比重增加至正常运行时的3倍左右。

表3 降功率主要裂变产物的活度Table 3 Mainfission production activity during normal power operation

降功率运行工况下计算得到的裂变产物活度主要为用于计算停堆期间主冷却剂中放射性核素通过设备的泄漏和乏燃料水池的蒸发向环境的排放量。

3 一回路裂变产物现实源项分析

一回路裂变产物现实源项是以裂变产物比活度计算程序的计算结果为基础，根据运行核电厂一回路放射性核素活度的实测数据修正得到的，参考实测数据时因保障数据样本的可靠性，需要对数据进行筛选，并且需要对样本数量的不足而加入一些保守性的考虑。

3.l WWERl000型机组实测数据

WWER1000型机组在功率运行时对一回路冷却剂中的裂变产物源项进行测量，对大量监测数据进行统计，结果如图3、图4。

根据图3和图4所示的核电厂实测的统计数据，总碘比活度 （131I～135I）的平均值约为1．3 ×105Bq·kg-1水平，单次测量的最大值为2．7× 106Bq·kg-1。

3.2 裂变产物现实源项

现实源项应当考虑包络核电厂正常运行期间的运行数据，并且能够较好地反应核电厂的实际运行情况，以匹配后期放射性废物管理的预设。

图3 WWERl000型l号机组实测数据Fig.3 Measurement of WWERl000 type reactor unit l

图4 WWERl000型2号机组实测数据Fig.4 Measurement of WWERl000 type reactor unit 2

根据上节的实测数据与分析结果，放射性碘（131I～135I）比活度平均值低于1．0×106Bq·kg-1（1 GBq·t-1），并且绝大多数单次测量值都低于1．0×106Bq·kg-1。WWER1000机型数据样本较少，考虑到应对未来所测样本数据偏大的可能，保守采用1．0×106Bq·kg-1（1 GBq·t-1）的总碘比活度作为功率运行工况下一回路裂变产物的现实源项。因此，根据程序计算所得的结果，并且控制总碘比活度为1．0×106Bq·kg-1（1 GBq· t-1），采用与设计源项相同的能谱，将计算结果优化处理，由此得到的源项即为一回路裂变产物现实源项，见表4。

现实源项考虑了包络核电厂正常运行期间大部分运行数据，并且能够较好地反应核电厂的实际运行情况，为辐射安全评价以后放射性废物管理做参考。

表4 功率运行主要裂变产物现实源项Table 4 Main fission production realistic source terms for normal power operation

4 结论

本文对WWER1000机型核电厂一回路冷却剂裂变产物的设计源项与现实源项进行分析，主要使用裂变产物比活度计算程序，根据核电厂的设计参数以及运行核电厂的实际测量数据，将程序计算得出的结果进行分析，得出一回路裂变产物设计源项以及现实源项。

本文给出的一回路冷却剂裂变产物的设计源项与现实源项结果，可以作为WWER1000机型核电厂辐射防护设计与放射性废物处理系统设计的参考。

［1］刘新华．压水堆核电厂正常运行裂变产物源项框架研究［J］．辐射防护，2015，35（3）：129-135．

［2］环境保护部核与辐射安全中心苏州热工研究院有限公司，GB 6249-2011核动力厂环境辐射防护规定 ［S］．北京：中国环境科学出版社，2011．

［3］上海和工程研究设计院．GB/T13976-2008压水堆核电厂运行状态下的放射性源项 ［S］．北京：中国标准出版社，2008．

［4］中国核动力研究设计院．方家山核电工程一回路裂变产物及腐蚀产物论证报告 ［R］．2009．

［5］法国电力集团．法国FA3源项处理实践 ［R］．2009．

［6］ КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ． Расчет Активности Продуция Деления［R］．2011．

［7］KURCHATOV INSTITUE．RELWWER code for calculation of fission production［R］．1998．

［8］НП082-07 Rules of nuclear safety of reactor installations at nuclear power plants［S］．2008．

［9］江苏核电有限公司．田湾核电站1＆2机组最终安全分析报告［R］．2010． ［10］ATOMPROEKT．Tianwan NPP Units 1 and 2 Final Safety A-nalysis Report［R］．2016．

［11］ATOMPROEKT．Tianwan NPS Units 3&4 Preliminary Safety Analysis Report［R］．2011．

［12］ATOMPROEKT．Tianwan NPS Units 3&4 Final Safety Analysis Report［R］．2016．

［13］KURCHATOV INSTITUE．Tianwan NPS Units 3&4Topical Report［R］．2016．

［14］US NRC．NUREG-0800 Standard review plant，11．1 Source Terms．Rev．3［S］．2007．

［15］US NRC．ANSI／ANS-18．1-1999 Radioactive source tems for normal operation of light wanter reactor［S］．1999．

Analysis of Design＆Realistic Source Terms of Primary Coolant for the WWER-type NPP

ZHANG Ye，YANG Defeng，WANG Xiaoxia，MI Aijun（China Nuclear Power Engineering Co．，Ltd．，Beijing 100084，China）

The source terms of the primary coolant of NPP is one of the basics data for radioaction safety and radioactive waste management．This article analyses the source terms of the primary coolant for WWER1000 type units．The source terms is calculated by RELWWER program，considering measurement data and conservation．The calculation result may help for the designing of design and realistic source terms of primary coolant of WWER1000 type NPP．

RELWWER；design source terms；realistic source terms；fission production of primary coolant；WWER1000 type

TL94

：A

：1672-5360（2016）04-0065-04

2016-09-04

2016-10-08

核安全监管-自主化百万千瓦核电机组事故工况下辐射分区研究，项目编号HAQJG-KS07

张 晔 （1989—），男，山西介休人，助理工程师，现从事辐射安全相关工作

∗通讯作者：张 晔，E-mail：ye-zhang＠hotmail．com