华龙一号SGTR事故源项分析研究

杨舒琦，李 兰，谭 怡，肖 锋，朱建平

（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室，成都 610213）

根据各国核电厂的运行经验，SGTR 是核电厂发生频率较高的事故之一［1］。世界核电史上发生了多起重大的SGTR 事故，NUREG/CR-5750 报告估算的SGTR 事故的发生频率是7.1×10-3（均值）/堆年［2］。根据事故的发生频率及可能造成的后果严重程度划分，SGTR事故属于稀有事故。

在分析M310 核电厂的SGTR 事故源项时，参考了《法国900MW 压水堆核电站系统设计和建造规则》（RCC-P）［3］，其假设条件非常保守。而国标《核动力厂环境辐射防护规定》（GB 6249—2011）［4］对稀有事故剂量的限制比国外严格很多，若分析假设完全参考RCC-P，则事故放射性后果会超标。在经过一系列验证后，M310 核电厂采用了合理但更加现实的假设。如何既能充分保证源项分析的保守性，又能满足国标对剂量的限制条件，一直是研究人员和安全审评人员关注的重点问题之一［5,6］。在华龙一号的SGTR事故源项分析中，根据华龙一号的设计特点，改进原有分析方法，对于解决这一问题，具有重要意义。

分析SGTR事故时，考虑蒸汽发生器一根传热管双端完全剪切断裂，并允许该传热管两端无阻碍地喷放［7］。对于该事故而言，大部分放射性活度来自溶于反应堆冷却剂中的裂变产物，所以放射性后果取决于从受影响蒸汽发生器向环境释放的流体性质和流体总量。M310 核电厂发生SGTR事故时，受影响蒸汽发生器通常会发生满溢，这将导致大量的液态放射性物质释放到环境中。同时，蒸汽发生器（Steam Generator，简称SG）的安全阀过水可能会导致阀门卡开，从而造成严重的事故叠加［8］。如果能减少或避免受影响SG 满溢，则事故向环境排放的放射性物质将大幅减少。

华龙一号作为我国自主研发拥有完全知识产权的最新的三代核电技术，采取了一系列措施防止SGTR 事故后受影响SG 发生满溢现象。本文根据华龙一号SGTR事故的改进措施，重新确立适用的事故源项分析参数，与M310核电厂比较，分析了汽水释放模式对源项的影响，计算了事故放射性后果。通过验证，新的分析方法能够同时满足源项分析保守性和后果评价安全性的双重要求。

1 源项分析研究

1.1 计算参数确立

1.1.1 一回路放射性源项

SGTR 事故发生后，将直接导致一回路边界丧失，一回路冷却剂中的放射性源项直接释放到二回路冷却剂中［9］，并通过二回路蒸汽发生器释放到环境中。因此，一回路放射性源项值的选取对计算结果影响很大。法国的459 堆年的运行经验表明，一回路冷却剂稳态下的放射性比活度95%以上都小于2 GBq/t131I 当量。大亚湾和岭澳一期的运行经验表明，一回路冷却剂稳态下的放射性比活度99.4%以上都小于2 GBq/t131I 当量，99.93%以上都小于4.44 GBq/t131I 当量。因此，M310 核电厂在SGTR 事故源项分析中，沿用了相关核电站的实践经验，一回路冷却剂比活度采用统一到4.44 GBq/t131Ieq活度谱对应的瞬态最大值。对于华龙一号，根据Q/CNNC JE2—2015［10］的规定，事故前一回路比活度统一到37 GBq/t131I 当量对应的瞬态最大值。在一回路放射性比活度选取方面，华龙一号符合设计基准事故源项分析准则的要求，在保守性方面更优于M310核电厂。

1.1.2 汽水释放量

对于M310 核电厂，根据事故分析的结果，事故后受影响SG 满溢，并持续较长时间。M310 核电厂SGTR 事故蒸汽发生器向环境的蒸汽释放量如图1 所示，向环境的液体释放量如图2所示。

华龙一号在发生SGTR事故时，由于采用了一系列改进措施，避免了SG 满溢，放射性物质全部以蒸汽的形式通过安全阀/释放阀排出。华龙一号SGTR事故期间受影响蒸汽发生器向环境的汽水释放量如图3所示。

由图1～图3 可以看出，华龙一号受影响蒸汽发生器液体排放量为0，相比M310 核电厂，蒸汽释放量有了显著增加，约为M310 核电厂的4.3 倍，同时蒸汽释放持续时间延长为2300 s，为M310 核电厂的1.5 倍。

图1 SG 向环境的蒸汽流量Fig.1 The steam from SG to environment

图2 SG 向环境的液体流量Fig.2 The liquid from SG to environment

图3 受影响SG向环境的汽水释放量Fig.3 The steam and liquid from affected SG to environment

1.1.3 汽水分配因子

考虑一回路向二回路泄漏液中的放射性物质主要为惰性气体和碘。由于水对惰性气体的滞留作用很小，假设泄漏到二回路的惰性气体直接进入蒸汽发生器气相；碘进入蒸汽发生器液相，被蒸汽发生器二次侧给水稀释后，通过蒸汽携带出去。在未受影响SG 内，碘的汽水分配因子取0.01。考虑假想的液相旁通现象，在受影响SG 内保守地取碘的汽水分配因子为0.1。华龙一号与M310 核电厂假设的汽水分配因子一致。

1.2 计算程序及模型

本文采用GVACT 程序［11］进行计算，计算模型如下：

式中，ARLi为核素i 的环境释放源项（GBq）；t1为事故发生初始时刻（s）；t2为事故发生后，SG汽水释放结束时刻（s）；C1i为核素i在受影响蒸汽发生器二次侧蒸汽中的比活度（GBq）；C2i为核素i 在受影响蒸汽发生器二次侧水中的比活度（GBq）；C3i为核素i在未受影响蒸汽发生器二次侧蒸汽中的比活度（GBq）；D1为未受影响蒸汽发生器二次侧蒸汽通过释放阀释放的蒸汽流量（kg·s-1）；D2为受影响蒸汽发生器二次侧通过释放阀释放的液体流量，即满溢流量，（kg·s-1）；D3为受影响蒸汽发生器二次侧蒸汽通过汽轮机释放的蒸汽流量（kg·s-1）；D4为未受影响蒸汽发生器二次侧蒸汽通过汽轮机释放的蒸汽流量（kg·s-1）；FPi为核素i汽水分配因子。

1.3 计算结果及分析

按照式（1）计算了华龙一号和M310 核电厂SGTR事故后向环境释放的累积源项。选取典型核素的源项值进行了比较和分析。典型核素选取各同位素中的长半衰期核素85Kr、短半衰期核素138Xe和134I以及重要核素131I。

对于SGTR事故，放射性源项随时间的变化趋势与蒸汽发生器的汽水释放情况有关，而不受一回路源项参数的影响。因此，可以通过对比事故源项随时间的变化趋势分析受影响SG 满溢对事故放射性后果的影响。

图4 和图5 给出了两个电厂各自的放射性总惰性气体和总碘源项随时间的变化情况。从图中可以看出，两个电厂的放射性源项变化趋势大体一致。对于总惰性气体，两个电厂的放射性源项均在约1h 后达到稳定，稳定时间与蒸汽发生器蒸汽释放终止时间有关。虽然华龙一号的蒸汽释放时间更长，但总碘的放射性源项却比M310 更早达到稳定。碘占源项总量的比例分别为4 %和32 %，二者相差8 倍。这是因为碘主要存在于液体中，M310由于SG 满溢，大部分碘随着液体释放出来，液体释放量的大小对碘的影响比对惰性气体更大。

图4 华龙一号总惰性气体和总碘释放量Fig.4 The source term of noble gas and iodine of Hualong 1

图5 M310总惰性气体和总碘释放量Fig.5 The source term of noble gas and iodine of M310

图6和图7给出了典型核素放射性源项的释放情况。由图中可以看出，各核素随时间的变化趋势大致相同，但不同核素之间的比例关系有较大变化。华龙一号SGTR 源项最大的是138Xe；85Kr 和134I 的量接近且非常小；131I 的值处于中间，约为138Xe 的1/2。M310 核电厂SGTR 事故源项最大的是131I，远远大于其余核素值；134I的值明显大于85Kr，约为其30 倍。显然，同M310 相比，华龙一号碘的同位素源项值占总源项的比例大幅减小。考虑华龙一号SG 只向环境排放蒸汽，液体释放量为0，说明蒸汽释放携带的碘量远不及液体释放。若进一步考虑对事故剂量的影响，由于碘的剂量转换因子远大于惰性气体，碘的源项值减小可使剂量值明显降低。因此，防止蒸汽发生器满溢，能够有效降低事故对公众造成的辐照剂量。

图6 华龙一号典型核素释放量Fig.6 The source term of particular isotopes of Hualong 1

图7 M310典型核素释放量Fig.7 The source term of particular isotopes of M310

2 放射性后果分析

为进一步论证上述结论，进行了事故放射性后果分析，通过计算事故的有效剂量和甲状腺当量剂量，从而确定事故对环境及公众的影响情况，以验证新的计算模型是否能够满足国标的要求。本文以福清核电厂56 号机组为例，采用核电厂址方位角99.5%概率水平的大气弥散因子，计算了华龙一号SGTR事故后公众在非居住区边界处（500 m） 和规划限制区边界处（5000 m）受到的最大个人有效剂量和甲状腺当量剂量，结果如图8所示。图中的线型表示《核动力厂环境辐射防护规定》（GB 6249—2011）中规定的稀有事故的剂量限值。由图8和图9可知，华龙一号核电机组SGTR事故的放射性后果满足GB 6249—2011的剂量限制准则。

图8 华龙一号SGTR事故最大个人有效剂量Fig.8 The effective dose after SGTR of Hualong 1

图9 华龙一号SGTR事故最大个人甲状腺剂量Fig.9 The thyroid dose after SGTR of Hualong 1

3 结论

本文通过对SGTR 事故进行分析，结合三代核电的技术特点，研究了适合华龙一号的SGTR事故源项分析方法，并对源项计算结果进行分析，明确了蒸汽发生器满溢对事故源项尤其是碘源项的影响较大，防止SG 满溢可以降低事故的放射性源项，从而减小事故放射性后果。同时，计算了新方法下的SGTR 事故的放射性后果，最大剂量结果低于国标的剂量限值0.005 Sv。以上分析表明，新的源项分析方法在符合源项分析保守性要求的基础上，能够满足国标对事故放射性后果的限制准则。