严重事故下气载放射性排放控制研究

周 喆,王贺南,石雪垚

(中国核电工程有限公司,北京 100840)

我国自主研发的第3代核电技术—— “华龙一号”,采用了一系列能动与非能动安全系统,实现了实际消除导致早期放射性释放或大量放射性释放工况发生的可能性。即使如此,针对极不可能发生的放射性释放,仍设置了安全壳喷淋、安全壳过滤排放等多种缓解措施以减少事故下的放射性后果。本文简要介绍了核电厂气载放射性物质的产生和释放途径,对 “华龙一号”的气载放射性排放控制措施效果进行了论证。

1 气载放射性物质产生与释放途径

核电厂核反应堆在裂变过程中会产生近40种元素、约200种核素,其中绝大部分核素是放射性的,而且衰变子体也往往是放射性的[2]。放射性物质的主要来源就是这些裂变产物,而气载放射性物质就是由空气或其他气体介质所载带的放射性物质。在严重事故工况下,一些产额较高、辐射生物学效应比较明显、成气态或易挥发的放射性物质会进入安全壳大气,并通过安全壳泄漏等方式向环境释放而产生放射性后果。放射性物质排入大气后,所形成的放射性烟云会对厂内工作人员和厂区附近居民造成外照射,而含放射性物质的空气被吸入人体将引起内照射。对外照射贡献最大的气载放射性物质是惰性气体核素Kr和Xe,而I和Cs具有强挥发性,且易于造成内照射,也是重要的气载放射性物质。几种主要放射性核素的性质可见表1。

表1 主要放射性核素的性质Table 1 Major radioactive nuclides

安全壳作为核电厂防止放射性产物释放到环境中的最后一道屏障,它的完整性对于环境保护发挥着重要的作用。压水堆核电厂的气载放射性物质向环境释放的途径可以简单分为4类:安全壳旁通释放、安全壳泄漏、安全壳主动排气和安全壳失效释放。

(1)安全壳旁通释放

安全壳旁通是指放射性产物从反应堆冷却剂系统释放到辅助厂房或直接释放到环境中,期间不经过安全壳大气,使放射性产物无法得到有效的滞留。典型的安全壳旁通事件包括蒸汽发生器传热管破裂事故和界面失水 (LOCA)事故。

(2)安全壳泄漏

发展研究中心2014年将认真学习贯彻党的十八届三中全会精神，按照水利部党组部署要求，积极发挥人才优势、专业优势、技术优势，努力为部党组和有关司局提出有价值的好思路、好对策、好方案、好报告、好文章、好观点，发挥应有的参谋助手作用。

安全壳内大气压力升高后,少量气载放射性物质在安全壳内外压差的作用下泄漏到外界环境中。

(3)安全壳主动排气

在一些大型干式安全壳的核电厂,安全壳设置有过滤排放等系统。如果安全壳内大气压力上升威胁安全壳完整性,为了避免安全壳失效而导致的放射性物质非受控释放,就需要执行安全壳过滤排放的操作。将安全壳内的气体通过过滤器过滤后,主动排放到外界环境中。

(4)安全壳失效释放

事故过程中,安全壳的密封性可能在压力作用下被局部破坏,于是气载放射性物质会通过安全壳破口发生泄漏,造成放射性物质向环境非受控释放。

2 气载放射性去除机制

除惰性气体外,进入安全壳的放射性物质主要以气溶胶形式存在,初始阶段这些气溶胶大部分悬浮在安全壳内的空气中[3]。所谓的气载放射性去除,指的就是通过物理—化学手段,去除空气中以气态或气溶胶形式存在的放射性物质。这些手段包括了自然沉积、池式洗涤、过滤和喷淋等[4]。

2.1 自然沉积

气溶胶的自然沉积过程可以归纳为事故初始阶段安全壳大气内小粒径的气溶胶粒子经过碰撞凝结等过程变为较大粒径的气溶胶粒子,并在安全壳的地板、墙壁和设备表面沉积下来的过程。它主要包括以下几种气溶胶行为[5]。

1)气溶胶的凝聚,指由于粒子的运动,使2个气溶胶粒子间发生碰撞融合成1个更大粒径的粒子,根据气溶胶粒子的运动方式不同可以把气溶胶的凝聚分为布朗凝聚、重力凝聚和湍流凝聚;

2)吸湿增长,指环境中的水蒸气向气溶胶粒子表面迁移并发生冷凝,从而使气溶胶粒子粒径增长;

3)气溶胶的沉积,指气溶胶因布朗扩散、重力沉降、惯性碰撞、热泳、扩散泳、电泳而沉积于结构表面;

4)碘化学行为,包括碘的气溶胶粒子溶于水后,与银的氧化物反应生成碘化银,同水的辐照分解产物相互作用形成挥发性的无机碘和有机碘。气态无机碘通过吸附与解吸附过程与安全壳表面发生相互作用,其中涂层表面的捕获效果要远大于钢制表面。

气溶胶的自然沉积现象可以在一定程度上起到净化安全壳大气的作用,减少事故期间放射性物质向环境泄漏。“华龙一号”的非能动安全壳热量导出系统,可以在事故后降低安全壳内压力和温度,能够在一定程度强化安全壳内的自然沉积过程。

2.2 池式洗涤

池式洗涤指存在于气泡中的气溶胶粒子在水池内随气泡上升被移除的过程。池式洗涤时气溶胶捕获的机理包括:进入池中时的蒸汽冷凝,快速减速的气流中气溶胶粒子的惯性碰撞,以及气泡在水池中上升时气溶胶粒子由于离心作用、扩散沉积和重力沉积而沉积到气泡表面被水池吸收[4]。池式洗涤一般出现在稳压器、蒸汽发生器二次侧、安全壳内的抑压水池和湿式过滤排放等设备或系统。

2.3 过滤

过滤指使含放射性物质的空气排放时通过过滤器,从而使气溶胶大量滞留在过滤器中,实现放射性去除的目的。根据过滤材质的不同可以把过滤器类型分为湿式过滤器和干式过滤器,不过气体排放时可以通过不止一个过滤器,以提高过滤效率。“华龙一号”的安全壳过滤排放系统即是串联了一个湿式过滤器 (文丘里水洗器)和一个干式过滤器 (金属纤维过滤器)。

2.4 喷淋

喷淋系统通过泵将水箱内水送到安全壳上部的喷淋管嘴中,产生大量冷水液滴,喷淋液滴在下降过程中会对气溶胶有很强的去除作用。其主要涉及如下机制:液滴下落时会直接扫除气溶胶粒子;液滴与附近的气溶胶粒子发生碰撞拦截;气溶胶粒子向喷淋液滴表面的扩散;由于温度梯度和蒸汽冷凝而发生的热泳捕获[5]。

3 “华龙一号”气载放射性排放控制措施

严重事故工况下 “华龙一号”设置有多种气载放射性排放控制措施,以降低放射性物质向环境大量释放的潜在可能,这些措施包括双层安全壳与环形空间通风系统、安全壳喷淋系统、安全壳过滤排放系统和针对安全壳旁通释放的控制。这些措施通过降低安全壳压力,清洁安全壳大气,降低安全壳大气中气溶胶与碘的浓度,过滤排放的气体,从而减少放射性物质从安全壳向环境的释放,避免不可控的放射性释放。对上述提到的几种控制措施在控制放射性释放方面的作用的分析如下。

3.1 双层安全壳与环形空间通风系统

“华龙一号”的反应堆厂房采用双层安全壳设计。内层安全壳由一个预应力混凝土圆筒和半球形穹顶组成,是包容核蒸汽供应系统的主要物项。当发生设计基准事故和预想的严重事故时,内层安全壳为避免出现环境辐射提供了有效的防护,是包容放射性物质的关键屏障,为放射性气溶胶的自然沉积提供了场所。外层安全壳结构由一个混凝土圆筒和准球形穹顶组成,为内层安全壳及其内部结构提供保护,除此之外,还能对裂变产物具有一定的包容、滞留和过滤作用[6]。

内层安全壳和外层安全壳构成环形空间,环形空间在安全壳环形空间通风系统作用下能够维持负压,从而可以收集、过滤任何从内层安全壳泄漏到环形空间的放射性物质,减小放射性物质从外层安全壳向外界环境的释放,即减小了由内层安全壳向外部环境排放的潜在放射性释放量[7]。

安全壳完好的情况下,仍然会存在一定量的正常泄漏,为分析双层安全壳与环形空间通风系统对于安全壳泄漏时放射性物质释放的影响,计算选取了9.5 mm极小LOCA事故进行分析,计算假设安全壳隔离成功,堆腔注水成功,压力容器保持完整,非能动氢气复合器有效,安全壳冷却成功,并同时分析了采用双层安全壳及环形空间通风系统有效和单层安全壳时放射性物质向环境的释放。如图1所示,通过比较上述两种释放的计算结果,可以看出在事故后如果双层安全壳通风过滤系统有效,能够缓解放射性气溶胶向环境的释放份额,大约减少1个数量级左右。

图1 双层安全壳及环形空间通风系统对放射性释放控制的影响Fig.1 Effect of double-wall containment and annulus ventilation system on radioactive release control

3.2 安全壳喷淋系统

安全壳喷淋系统能够把安全壳内的热量迅速排出,使安全壳内的压力和温度降低到一个可接受的水平。同时,安全壳喷淋还具备十分明显的气溶胶和裂变产物去除效果,可以显著地去除事故发生后安全壳大气中的放射性碘和气溶胶等,限制释放到安全壳内的裂变产物浓度,从而减少事故工况下放射性从安全壳向环境的释放,降低事故的剂量后果。并且,由于安全壳喷淋系统降低了安全壳外部和内部的压差,从而减少了安全壳大气裂变产物的泄漏,限制了厂外放射性水平。

此外,安全壳喷淋系统的喷淋水中添加有氢氧化钠溶液,可以使喷淋溶液的p H始终维持在碱性状态,保证了已经被安全壳喷淋液滴去除并溶解的碘中,不再有或者只有非常少的量再转化为元素碘并挥发到安全壳大气中。

本文对 “华龙一号”核电厂大破口事故进行了分析,计算假设安全壳隔离成功,堆腔注水成功,压力容器保持完整,非能动氢气复合器有效,图2和图3分别给出了有喷淋和无喷淋2种情况下安全壳内气载放射性物质量和喷淋对放射性物质释放控制的计算结果,可以看出喷淋投入后安全壳内的气载放射性物质份额下降了1～2个数量级,同时喷淋有效时由于泄漏进入环境的放射性物质相比喷淋失效时也下降了1～2个数量级。

图2 喷淋对安全壳内气载放射性的影响Fig.2 Effect of spray on airborne radioactivity

图3 喷淋对放射性释放控制的影响Fig.3 Effect of spray on radioactive release control

3.3 安全壳过滤排放系统

安全壳失去所有的带热手段之后,安全壳大气将不断升温升压,当超过安全壳的极限承载能力后,将导致安全壳破损,造成放射性物质大量不可控释放。为了缓解缓慢超压对安全壳完整性造成的威胁,“华龙一号”设置了安全壳过滤排放系统,以控制放射性裂变产物释放。如果能够在安全壳失效之前主动开启安全壳过滤排放系统,实现安全壳排气卸压,一方面能够防止安全壳失效导致的不可控释放,另一方面也能对主动释放的安全壳大气进行过滤,限制其所携带的气载放射性物质向环境的释放。

安全壳过滤排放系统由主要的文丘里水洗器和金属纤维过滤器,及其他管道、阀门等组成。安全壳内气体先进入含有化学溶液的文丘里水洗器,实现第1级过滤。气体穿过文丘里水洗器之后进入其下游的金属纤维过滤器,从而去除气体中残留的文丘里水洗器中未滞留的微粒子气溶胶,实现第2级过滤。文丘里水洗器及金属纤维过滤器构成安全壳气体排放的两级过滤[8]。

下面通过比较安全壳失效和安全壳过滤排放两种情况下放射性物质释放的结果 (见图4),可以看出采用安全壳过滤排放系统后,能够有效降低放射性气溶胶向环境的释放份额,大约减小1～3个数量级。

图4 安全壳过滤排放系统对放射性释放控制的影响Fig.4 Effect of containment filtration and exhaust system on radioactive release control

3.4 安全壳旁通释放控制措施

安全壳旁通释放类事故,由于旁通了安全壳,会造成向环境的大量的放射性释放,通常包括界面LOCA事故以及SGTR事故。 “华龙一号”核电厂通过严重事故管理导则 (SAMG)来控制安全壳旁通释放类事故的放射性物质排放。如SGTR事故时根据严重事故导则向蒸汽发生器注水以洗涤放射性,并通过对反应堆冷却剂系统进行卸压,以便于降低向环境的释放[9];界面LOCA事故时根据严重事故导则隔离安全壳到辅助厂房的释放路径,并采取通风等措施以减少裂变产物释放。

图5给出了SGTR事故下有无向蒸汽发生器注水洗涤放射性对放射性释放的影响。可以看到,通过启动辅助给水,对释放到蒸汽发生器的放射性物质进行水洗,能够大大降低向环境的直接释放。分析结果表明,对于多数放射性气溶胶,可以减少1个数量级的释放。

图5 蒸汽发生器水洗对放射性释放控制的影响Fig.5 Effect of SG pool scrubbing on radioactive release control

4 结论

通过对 “华龙一号”气载放射性排放控制措施作用的分析表明,相比未采取气载放射性排放控制时的放射性物质释放,现有的这些气载放射性排放控制措施能够降低放射性释放1～3个数量级,即能够有效减少事故下的放射性后果,从而能够有效控制放射性物质向环境的释放,这有助于增强公众对核电厂建设的信心,实现核电的健康可持续的发展。