严重事故下开启双层安全壳环形空间通风过滤系统对缓解放射性向环境释放影响研究

种毅敏，石雪垚，杨志义，王海洋

(1. 环境保护部核与辐射安全中心，北京100082；2. 中国核电工程有限公司，北京100840)

严重事故下开启双层安全壳环形空间通风过滤系统对缓解放射性向环境释放影响研究

种毅敏1，石雪垚2，杨志义1，王海洋2

(1. 环境保护部核与辐射安全中心，北京100082；2. 中国核电工程有限公司，北京100840)

核电站发生严重事故后，安全壳能包容从堆芯释放出的裂变产物，防止向环境的大量释放，但即使在安全壳完好的情况下，仍然会存在一定量泄漏。目前国际上的三代核电机型，大多采用双层安全壳的设计，对裂变产物具有一定的包容、滞留和过滤作用。本文基于我国自主设计的第三代核电机组，结合双层安全壳的设计特点和特定源项分析，对严重事故下双层安全壳之间的环形空间及其通风过滤系统对缓解裂变产物向环境释放的作用进行了定量分析，结果显示双层安全壳及环形空间通风过滤系统能够显著降低放射性气溶胶对环境的释放，对惰性气体也有一定的延缓排放作用。

双层安全壳；通风过滤；严重事故；放射性释放

核电站发生严重事故后，安全壳能够在多数情况下包容从堆芯释放出的裂变产物，避免放射性物质向环境的大量释放[1-2]。通常情况下，严重事故后安全壳失效的概率比较低，即使在安全壳完好的情况下，仍然会存在一定量的正常泄漏[3]。目前多个第三代核电机组(如EPR等)均采用了双层安全壳设计，外层安全壳除了能防止飞机撞击外，还能对裂变产物具有一定的包容、滞留和过滤作用[4-5]。发生严重事故后，堆芯内的裂变产物释放到内层安全壳内，由于内层安全壳压力较高，一部分裂变产物会通过安全壳的泄漏释放到内、外层安全壳之间的环形空间。此时，如果环形空间的通风过滤系统能够运行，能够对释放到环形空间放射性物质进行收集、过滤，从而减少放射性物质向环境的释放。在EPR及国内自主设计的第三代核电机组二级PSA源项分析中，均考虑了双层安全壳对放射性物质向环境释放的缓解作用。

本文采用严重事故一体化分析程序，对我国自主设计的第三代核电机组严重事故及裂变产物释放过程进行了建模、分析，对热段双端断裂大破口引起的严重事故下开启环形空间通风过滤系统对缓解裂变产物向环境释放的作用进行了定量计算，并在分析中结合了自主设计三代机组的安全壳设计特点和特定的源项分析。

1 分析方法与假设

本文计算采用的程序为严重事故一体化分析程序MAAP4，该程序能够模拟严重事故的各个阶段，能够模拟发生严重事故后，裂变产物从堆芯释放、在安全壳内的迁移、沉降等过程。

本文所分析的对象为我国自主设计的百万千瓦级第三代核电机组，设计有严重事故缓解措施，如堆腔注水系统、非能动安全壳热量导出系统、非能动消氢系统，在建模时均对上述缓解措施进行了模拟。

安全壳模型在裂变产物释放计算中十分重要，本文分析的对象内层安全壳自由容积为87000m3，环形空间自由容积33000m3，本文将内层安全壳划分为13个控制体，如图1所示，能够模拟放射性核素在安全壳内的迁移、沉降。将双层安全壳之间的环形空间划分为单独的控制体，为了模拟双层安全壳环形空间通风过滤系统对裂变产物释放的缓解作用，在模型中模拟了双层安全壳通风系统及过滤器，该系统能够维持环形空间一定的负压。

图1 安全壳控制体划分示意图Fig.1 Control volume of containment

本文分析选取的事故序列为典型的热段双端断裂大破口事故，由于该事故序列事故进程快，裂变产物释放时刻早，因此具有一定的保守型。其具体的事故假设如下：

—0时刻发生热段双端断裂大破口，安注系统失效，安全壳喷淋系统失效；

—堆腔注水系统投入，压力容器没有熔穿；

—非能动安全壳热量导出系统投入，能够将安全壳热量导出到安全壳外，安全壳没有因为超压而失效；

—安全壳消氢系统有效，没有发生因为氢气爆炸导致的安全壳失效；

—安全壳环形空间通风过滤系统有效，裂变产物从内层安全壳泄漏到环形空间的裂变产物，与环形空间内的空气均匀混合，经过环形空间通风过滤系统过滤后释放到环境中；

—假设内层安全壳在设计压力下的泄漏率为0.3%，同时，按照EUR关于双层安全壳旁通的设计要求[4]，在本文中假设泄漏率的10%直接释放到环境中，其余的90%释放到双层安全壳之间的环形空间；

—在计算通风过滤系统对裂变产物的过滤效果时，假设过滤器对惰性气体没有过滤作用，对气溶胶的过滤效率为99.9%。

2 分析结果

2.1 裂变产物向安全壳释放过程

在分析模型中，把裂变产物分为有代表性的12组，这12组核素中有惰性气体及主要的放射性气溶胶。本文选取了12组裂变产物中的惰性气体(Xe、Kr)和CsI作为典型的裂变产物进行比较。仅选取惰性气体和CsI的原因一方面是由于对绝大多数事故序列，这两个裂变产物组的释放份额比其他组的释放份额大，并且Kr、Xe、I这三类核素的剂量转换因子较大[6-8]，对于剂量后果有主要贡献；另一方面，从化学形态上看，Kr和Xe是典型的气体形态，而CsI是典型的气溶胶形态。综上所述，选择上述两组作为最有代表性的裂变产物进行分析是合理的。

当事故发生后，一回路快速降压，安注箱投入，由于没有持续的应急冷却水注入，很快堆芯再次裸露，并持续加热，进而演变成严重事故。

图2 安全壳压力Fig.2 Containment Pressure

图2给出安全壳压力的变化，图3给出堆芯、熔融物质量随时间的变化，图4和图5分别给出了CsI和惰性气体从堆芯到一回路、安全壳的释放过程。从图中可以看出，在大约1000s左右，由于燃料包壳开始破裂，燃料棒中的裂变气体最先有少量的释放。随着堆芯进一步加热，在1700s左右，堆芯开始熔化，裂变气体、CsI开始大量释放。随着堆芯进一步熔化，在3058s，堆芯熔融物开始落入下封头，并逐渐在下封头形成熔融池。在事故后1h，堆芯内96%惰性气体和大约90%的CsI都已经释放到安全壳内。

图3 堆芯及熔融物质量Fig.3 Mass of core and molten core material

图4 CsI从堆芯的释放过程Fig.4 CsI release from core

图5 惰性气体从堆芯的释放过程Fig.5 noble gases release from core

裂变产物从一回路释放到安全壳后，在安全壳内随着气流迁移、沉降，图6给出了CsI气溶胶在安全壳内的沉降曲线。从图中可以看出，CsI在事故后3h，绝大部分已经沉降在安全壳内的结构表面，以气溶胶形式存在的CsI所占份额大约是总的CsI质量的2%。

图6 CsI气溶胶在安全壳内沉降曲线Fig.6 CsI aerosol in the Containment

2.2 裂变产物向环形空间和环境释放过程

图7 裂变产物向环境释放路径示意图Fig.7 Flow path of Fission Product release to the environment

裂变产物释放到安全壳内后，未发生沉降的裂变产物中一部分随气流从内层安全壳泄漏到环形空间，一部分直接泄漏到环境。

图7给出了裂变产物从安全壳内向环境的释放路径示意，图8给出了CsI向环境的释放过程。从图8可以看出，在事故初始阶段到事故后3h左右，CsI从内层安全壳向环境空间有大量的释放，并且此时大部分CsI都以气溶胶的形式滞留在环形空间中。随着CsI在安全壳内的沉降，CsI向环形空间的释放速率逐渐下降，到事故发生后12h左右，CsI从内层安全壳向外层安全壳的泄漏速率已经很小。

图8 CsI向环境的释放过程Fig.8 CsI release to the environment

从图8还可以看出，由于环形空间的通风过滤系统，将环形空间中滞留的绝大多数气溶胶都过滤掉了(过滤效果与过滤系数的选取有关)，释放到环境的CsI主要由旁通安全壳环形空间的泄漏构成，大约占总CsI从内壳泄漏量的10%(与从内壳直接泄漏到环境的份额假设有关)。

图9给出了CsI在环形空间的气溶胶份额和沉降到环形空间结构表面的份额，可以看出，滞留在环形空间的CsI气溶胶除了被通风过滤系统过滤外，有一部分发生沉降。在事故发生后12h，沉降在环形空间的CsI大约占从内层安全壳释放到环形空间的CsI的10%。

图9 CsI在环形空间内的沉降Fig.9 CsI deposition in the annual space

图10给出了惰性气体向环境的释放过程。从图中可以看出，对于惰性气体，环形空间仅能滞留其中的一部分。

图10 惰性气体向环境释放过程Fig.10 noble gases release to the environment

3 环形空间通风过滤系统对缓解裂变产物向环境释放的作用分析

表1、表2给出了CsI和惰性气体从内层安全壳释放到环境整个释放过程不同阶段的释放份额。从表1中可以看出，在考虑了环形空间的滞留作用及环形空间通风过滤系统对气溶胶的去除作用后，能够显著减少CsI向环境的释放，在72h内，减少了90%左右的CsI释放(主要与从内壳直接旁通至环境的比例假设有关，本文中假设10%直接旁通至环境)；即使不考虑过滤器的去除作用，在过滤器系统失效、只有通风系统工作的情况下，环形空间的滞留作用也能够有效延缓放射性的释放，假设没有过滤的情况下，在事故后3h，环形空间将从内层安全壳释放出的CsI中的76.26%滞留在了环形空间内，事故后12h，将从内层安全壳释放出的43.42%的CsI滞留在环形空间内，并且随着CsI气溶胶的沉降作用，一部分滞留在环形空间内的气溶胶沉降在环形空间的结构表面发生了沉降。

表1 环形空间通风系统对CsI释放的缓解作用

表2 环形空间通风过滤系统对惰性气体释放的缓解作用

对于惰性气体来说，由于无法被过滤器去除，只能靠环形空间的滞留作用延缓惰性气体向环境的释放。从表2可以看出，在事故后3h，安全壳环形空间对惰性气体释放的滞留作用达到了80.76%，在事故后12h，滞留作用达到了56.30%。

4 结论

通过本文对我国自主设计的第三代核电机组严重事故及裂变产物释放过程的建模、分析，表明在严重事故后，安全壳完好的情况下，双层安全壳的环形空间及通风过滤系统能够对从内层安全壳泄漏到环形空间的绝大多数气溶胶进行收集、过滤，显著降低放射性气溶胶对环境的释放，向环境的释放主要来自于从内壳直接旁通到环境的部分；对于过滤器无法去除的惰性气体，或者由于过滤器失效而失去对气溶胶的过滤作用时，双层安全壳的环形空间能够起到一定的滞留作用，延缓裂变产物向环境的释放。通过本文的分析，证明了我国自主设计的第三代核电站双层安全壳对缓解裂变产物向环境释放的有效性，为源项分析奠定了基础。

[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] 黄高峰，佟立丽，邓坚，曹学武. 核电厂大破口失水事故始发严重事故的源项研究[J].原子能科学技术，2009，07：609

[3] 濮继龙. 压水堆核电厂安全与事故对策[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，电离辐射防护与辐射源安全基本标准[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

种毅敏(1970—)，女，河北人，高级工程师，现主要从事核电厂安全分析评审与研究工作

杨志义：yangzhiyi@chinansc.cn

TL364.4

A

0258-0918(2016)04-0504-06