基于RG 1.183的先进小堆选址源项模型初步研究

胡 雨，方 栋，朱学农

(1.中电投电力工程有限公司，上海 200233； 2.清华大学核能与新能源技术研究院，北京 100084)

美国在1962年颁布了TID-14844[1]，将选址假想事故源项界定为全堆熔化，考虑堆芯100%的惰性气体、50% 的碘和1% 的固体裂变产物释放到安全壳大气中，且明确事故时专设安全设施的去除作用不予考虑。但1979 年美国三哩岛事故只向环境释放了少于20 Ci 对人体构成显著危害的131I和大约43 000 Ci 的85Kr，使人们认识到在考虑安全壳喷淋的情况下，事故向环境释放的放射性物质远小于TID-14844 的假设。按照该技术文件确定的选址假想事故源项过于保守，导致确定的厂址距离因子过大，影响了核电厂址选择的范围。因此，在TID-14844之后，美国于1974年出版了《评价压水堆失水事故潜在辐射后果所采用的计算假定》RG 1.4[2]，考虑专设安全系统的去除作用。同时对三哩岛核电厂等严重事故工况下裂变产物释放时间、核素种类、化学形式等进行深入分析研究，美国核管会于1995 年出版了NUREG-1465[3]。为对确定事故源项应考虑的释放时间、数量和碘的化学形式等做出更加接近现实的假设，2000 年美国核管会直接借鉴NUREG-1465发布了RG 1.183[4]，适用于在1997 年1月10 日之后的申请者申请建造执照、设计证书或联合执照。

《核动力厂环境辐射防护规定》(GB 6249—2011[5])要求在审批厂址阶段以选址假想事故作为事故释放源项确定非居住区和规划限制区边界。该事故仅适用于审批厂址阶段，作为确定厂址非居住区、规划限制区边界的依据[6]。GB 6249—2011仅给出了确定选址假想事故源项的基本原则，并没有给出具体方法，目前我国在建和拟建的核电厂确定选址假想事故源项主要参照RG 1.183。

在以往的选址源项计算模型中，主要针对大型压水堆，大型压水反应堆布置在地面。而最新研发的小型反应堆核电站，如mPower、Nuscale等，都选择了将反应堆布置在地面以下的设计，这样相对大堆而言小型压水堆多一层安全屏障。本文正是针对小型先进反应堆的布置特点，对传统的选址源项模型进行修改，使之更加符合先进小型压水堆的设计特点，尝试计算其对选址源项的影响。

1 传统压水堆选址源项模型

据GB 6249的要求，在选址阶段，选址源项要考虑全堆芯熔化的情况，但安全壳可假定结构功能完整。放射性释放物释放的场景RG 1.183做了假定，RG 1.183将假想事故后放射性释放入安全壳分为3个阶段: 冷却剂释放、间隙释放、早期压力容器内释放。各阶段释入安全壳的放射性份额列于表1。

表1 释放到安全壳内的放射性份额Tab.1 Radioactivity released into the containment vessel

1) 释放量占堆芯总积存量的份额， “—”表示不考虑。

冷却剂中的放射性总量是基于0.25%的燃料破损假设计算而得，因此冷却剂释放阶段释放的放射性物质与后两阶段相比十分微小，故忽略不计。间隙释放和压力容器内释放阶段，均假定为匀速释放。

基于以上，列出安全壳内放射性活度计算方程：

(1)

此式的解为：

(2)

保守忽略释放入环境中的放射性核素的衰变，即：

(3)

此式的解为：

{1-exp[-(L+D+λ)t}/(L+D+λ)

(4)

其中：

·exp[-(L+D+λ)t]

式(1)至(4)中变量含义如下：Ai为安全壳内核素i的放射性活度，Bq；Ao为由安全壳泄漏入环境中的放射性核素活度，Bq；Ab为在某计算时段内，安全壳内起始时刻的放射性活度，Bq，t=0时，Ab取0；Q为事故后反应堆向安全壳大气的放射性核素释放率，Bq/h；D为安全壳内的放射性去除系数，h-1；L为由安全壳向环境的泄漏率，h-1；t为计算时间步长，h；λ为衰变常数，h-1。

对于放射性核素在辅助厂房中的去除，通常会除以一个系数，来考虑辅助厂房的沉积作用。例如AP1000核电厂在大破口(LOCA)事故放射性通过安全壳与辅助厂房的贯穿件释放到辅助厂房中时，将辅助厂房中气溶胶去污因子取为3。

2 改进的先进小堆选址源项模型

对放射性释放的量和时段的假设仍然按照RG 1.183的假定，同时考虑地上—地下布置，考虑辅助厂房的影响。如图1所示，左边是大型压水堆示意图，右边是SMR核电厂布置示意图。

0—地面；1—大型压水堆主回路压力边界；2—大型压水堆安全壳； 3—SMR压力容器边界；4—SMR安全壳边界；L1—安全壳边界 泄漏；L2—辅助厂房边界泄漏；A—SMR安全壳内空腔； B—辅助厂房空腔。图1 传统大型核电站和先进小堆反应堆布置示意图Fig.1 Schematic layout of conventional large nuclear power station and SMR

借助图1将模型解释如下：

安全壳内放射性活度A0计算方程：

(5)

解得：

式中，Q为事故后反应堆向安全壳大气的放射性释放率，Bq/h；A0为安全壳内放射性活度，Bq；D0为安全壳内的放射性去除系数，h-1；L1为由安全壳向空腔B的泄漏率，即单位时间内泄漏的体积占总体积的份额，h-1；λ为衰变常数，h-1。

对于安全壳内放射性的计算和传统模型一样，放射性的变化为释放入安全壳的放射性与放射性减少项的差值，安全壳内的放射性来源于堆芯放射性的释放，安全壳内放射性减少主要有三方面：泄漏、去除、衰变。其中去除机理可以是能动的如喷淋，也可以是非能动的(自然沉降、冷凝、热泳等)[7]。

考虑空腔B内放射性活度A1的变化：

(6)

解得：

式中，D1为辅助厂房内放射性去除系数，L2为辅助厂房泄漏率。空腔B内的放射性物质来源于空腔A的泄漏，放射性物质的消失同样有三个方面：泄漏、去除和衰变。经过空腔B的阻挡和滞留以后，放射性物质将泄漏至环境中。基于以上假设，泄漏致环境的放射性活度A2可表示为：

(7)

解得：

其中：

联立式(5)、(6)、(7)，即为改进的先进小堆选址源项模型。此模型考虑了地上-地下布置的特点。相对于传统选址源项模型，更贴近先进小堆的布置特点。

3 实例计算

以国外某先进小堆核电厂为例：单堆热功率为 530 MWt，电功率为 180 MWe，换料周期为4 a，设计寿命为60 a。反应堆堆芯、蒸汽发生器、稳压器组合布置在一个普通压力容器中，控制棒驱动机构和主泵也内置于压力容器中，整个环路设备被整合到一个容器中，整个核岛设备进行了大大简化。核岛厂房采用了地下布置方式——安全壳、乏燃料水池都布置在地下，辅助厂房布置在地上。

计算过程中按照GB 6249的要求假设了全堆芯熔化，安全壳完整。GB 6249中5.9条要求，在发生选址假想事故时，考虑保守大气弥散条件，非居住区边界上的任何个人在事故发生后的任意2 h内通过烟云浸没照射和吸入内照射途径所接受的有效剂量不得大于0.25 Sv；规划限制区边界上的任何个人在事故的整个持续期间内(可取30天)通过上述两条照射途径所接受的有效剂量不得大于0.25 Sv。经计算放射性释放最大的2 h为：1.5～3.5 h。限于篇幅挑取了两种代表性的核素131I和133Xe，30天内各时段放射性释放量按两种方法计算结果列于表2。泄漏率保守取值如下：安全壳泄漏率L1取0.3%(vol)/24 h，24 h后减为一半，辅助厂房泄漏率L2取2(vol)/h，事故初始时刻安全壳内放射性活度取0。在按照改进先进小堆选址源项模型计算时，因放射性核素的迁移机理不明，并没有考虑在辅助厂房中去除效应的影响，即保守地取为D1=0。

4 结论与建议

所提出的改进先进小堆选址源项计算模型描述了地上-地下布置的先进小堆放射性物质泄漏场景，由表2可以看出，辅助厂房对放射性物质的阻碍和滞留起到了一定作用，因没有考虑去除效应的影响，释放源项的减小不太明显。在各方输入数据更全面(主要是泄漏率、迁移机理、沉积系数等)的情况下，才能得到更为可靠的估计。

另外，此选址源项模型参考了RG 1.183大破口(LOCA)的事故场景，而对于有些先进小堆采用了一体化的设计，避免了大破口的可能性，RG 1.183源项的适用性有待商榷。对此有两种处理方法：(1)将RG 1.183所述的放射性积存保留，释放场景的阶段时段再另行考虑(混合源项)；(2)完全依照具体小堆的设计特点，建立仿真模型进行分析，重塑事故场景，建立新的源项基准事故(机理性源项)[8]。此两种方法是国外研究提出的新方法，有待进一步研究，从而确定一个更加贴近现实的小堆选址源项模型，为后续小堆非居住区及规划限制区范围的划分等奠定基础。

表2 计算结果对比Tab.2 Comparison of calculation results