百万千瓦级压水堆严重事故下裂变产物释放分析

袁显宝，魏靖宇，张永红,*，张彬航，周建军，毛璋亮，杜晓超，石　强，郭　盼

百万千瓦级压水堆严重事故下裂变产物释放分析

袁显宝1,2，魏靖宇1,2，张永红1,2,*，张彬航1,2，周建军1,2，毛璋亮1,2，杜晓超1,2，石强1,2，郭盼1,2

（1. 三峡大学机械与动力学院，湖北 宜昌 443002；2. 三峡大学湖北省水电机械设备设计与维护重点实验室，湖北 宜昌 443002）

严重事故工况下，可能会导致安全壳失效，使大量裂变产物释入环境。本文以百万千瓦级核电厂为对象，利用一体化程序研究不同破口事故叠加全厂断电事故下裂变产物CsI在一回路和安全壳内的质量以及裂变产物向环境释放的源项，并分析安全壳喷淋措施对控制裂变产物向外释放的影响。分析结果表明，小破口事故、中破口事故和大破口事故下释放到环境的裂变产物质量差别较小，主要为向环境释放时间上的差异。开启安全壳喷淋时能够有效控制裂变产物向环境的释放，其中小破口事故下产生的气溶胶质量高于其他两种事故，且气溶胶主要以扩散电泳的方式沉积在安全壳内。开启堆腔注水措施能够保证压力容器的完整性，降低了进入安全壳的裂变产物的质量，能够有效控制非挥发性裂变产物向环境的释放。本文计算结果可以为事故条件下应急措施的制定和厂外源项后果评价提供参考。

破口事故；一体化程序；裂变产物；安全壳喷淋；堆腔注水

核电厂严重事故下裂变产物的释放对于核安全是一个至关重要的问题，事故发生后裂变产物大量外泄对核电厂周围的人员和环境危害巨大。因此，严重事故下裂变产物的行为研究可以对事故发生后应急措施的制定提供环境源项。黄高峰等人[1]用一体化安全分析程序研究了大破口失水事故下裂变产物的释放、迁移和分布状况，得到了释入环境的源项；王军龙等人[2]建立了ACP100电站的MAAP模型，采用所建立的模型对ACP100进行严重事故模拟，得出了事故进程及裂变产物向环境释放的趋势；陈海英等人[3]采用MELCOR程序，研究了DVI管小破口始发严重事故下一回路和安全壳中CsI、惰性气体的迁移行为以及向环境的释放量；L. Ammirabile等人[4]使用ASTEC分析了中破口事故叠加全厂断电事故下裂变产物的行为，分析了不同冷腿位置对于裂变产物的影响；Huang G F等人[5]对事故下裂变产物缓解措施进行研究，分析了一回路减压措施对裂变产物的影响。上述研究针对不同电站、不同事故对裂变产物的释放和迁移进行了研究，对于百万

千瓦级核电厂不同破口事故叠加全厂断电下裂变产物的释放和安全壳喷淋对裂变产物影响的研究叫少。因此，本文基于一体化严重事故分析软件研究百万千瓦级核电厂在不同破口事故叠加全厂断电事故下裂变产物的释放，考虑安全壳喷淋和堆腔注水措施对于裂变产物向外释放的影响。

1 计算方法

1.1 计算模型

针对典型百万千瓦级核电厂进行建模，一回路系统节点划分如图1所示，整个一回路分为破口环路和完整环路，事故发生的环路称为破口环路，稳压器在破口环路中，破口环路包括热段、蒸汽发生器、过渡段和冷段。完整环路除了稳压器其他与破口环路相同。

堆芯节点的划分如图2所示，堆芯节点轴向划分为13个节点，径向上划分为7个环。堆芯分为上部非活性区、堆芯活性区、下部非活性区，其中上部非活性区为上部气腔室和堆芯上部隔板，下部非活性区为下部气腔、堆芯下部隔板和堆芯支撑板。

图1 一回路系统节点图

1.2 裂变产物分组

如表1所示，将裂变产物分为了12组[6-7]，其中第1组为惰性气体Xe和Kr，第2、3、6、11组为挥发性裂变产物，第4、5、7、8、9、10、12组为不可挥发性裂变产物。

1.3 事故假设

对于破口事故叠加全厂断电事故做出以下假设和简化[8]：

（1）0 s时破口事故和断电事故发生；

（2）破口直径为：4 cm（小破口），8 cm（中破口），20 cm（大破口）；

（3）破口位置为热腿；

（4）堆芯温度超过650 ℃时，开启全部稳压器安全阀；

事故运行时间为300 000 s，最大计算时间步长为0.5 s。

2 事故结果分析

2.1 事故进程

为了描述事故进程，将破口直径为4 cm的小破口事件命名为SB-LOCA，破口直径为8 cm的中破口事件命名为MB-LOCA，破口直径为20 cm的大破口事件命名为LB-LOCA。计算得到的事故进程如表2所示。事故开始后，反应堆主冷却剂泵跳闸开始惰转，主冷却剂泵在低速运转的信号触发停堆信号。由于失去电源，高压安注、低压安注、安全壳喷淋等能动设施无法工作。破口发生后，大量冷却剂从破口流出，堆内条件不断恶化，SB-LOCA事故、MB-LOCA事故和LB-LOCA事故分别在4 534.18 s、1 343.59 s和1 496.62 s发生堆芯融化，事故进行到21 694.04 s、10 697.77 s和6 714.36 s时，下封头被熔融物熔穿失效。熔融物掉入堆腔后会继续产生气体，使得安全壳压力升高，SB-LOCA事故、MB-LOCA事故和LB-LOCA事故在228 414.31 s、220 137.60 s和221 030.04 s时，安全壳发生超压失效。

表1 裂变产物分组

表2 事故序列

2.2 裂变产物分布

根据福岛事故后的源项评价结果[9]，当发生严重事故后，对于I131，Cs134，Cs137的监测数据最多，而且也是辐射评价中最主要的核素。根据事故后的研究结果I131的大气源项为60～390 PBq，Cs134的大气源项为15～20 PBq，Cs137的大气源项为5～50 PBq，所以本文重点关注裂变产物CsI的变化。

2.2.1 一回路系统内的CsI质量

裂变产物CsI在一回路的质量如图3所示，SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故发生后的前期由于燃料包壳还没有熔化，所以CsI在开始的一段时间没有变化。当堆芯开始融化，大量的裂变产物从包壳和燃料芯块的间隙释放出来，一回路的裂变产物从破口迅速流出。在压力容器失效前是一回路CsI变化最剧烈的时段，SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故分别有81.0%、86.5%和86.13%的CsI在这期间释出主系统，在之后的时间内一回路CsI的质量缓慢减少。计算结束时，SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故下一回路系统的CsI质量分别为1.94 kg0.86 kg和0.55 kg。

图3 一回路系统CsI的质量

2.2.2 安全壳内CsI的质量

裂变产物CsI在安全壳中悬浮的质量如图4所示，当堆芯开始融化时，大量的气溶胶从一回路释放至安全壳内，安全壳内悬浮的气溶胶质量开始上升并达到峰值，SB-LOCA、MB- LOCA和LB-LOCA事故下安全壳内悬浮气溶胶的峰值分别为12.58 kg，17.09 kg和14.22 kg。由于换料水箱的开启使SB-LOCA事故下堆芯液位再次上升并保持一段时间，但随着堆芯的水被蒸发，堆芯液位会在9 531 s时开始下降，堆芯裂变产物继续释放，使得安全壳内CsI的

图4 安全壳内悬浮的CsI质量

释放量再次上升，达到5.90 kg，之后气溶胶通过自然沉降沉积在安全壳构件表面。

沉积在安全壳内构件表面的CsI质量如图5所示，在裂变产物开始释放后，安全壳内沉积的CsI质量迅速增加，由于安注的有效投入SB-LOCA事故相较于LB-LOCA和MB-LOCA事故增加较慢。在计算结束时，SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故安全壳内沉积的CsI质量分别为27.89 kg，28.60 kg和29.43 kg，三个事故之间相差约为1 kg。

图5 安全壳内沉积的CsI质量

2.2.3 释入环境的惰性气体质量

释入环境的惰性气体质量如图6所示，SB- LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故在安全壳失效前都仅有0.12%惰性气体通过渗透释放到环境。当安全壳发生应力失效后，由于惰性气体不会出现沉降现象，所以导致三个事故大约有99.8%、99.8%和99.27%的惰性气体在这一期

图6 释放到环境的惰性气体质量

间向环境释放。到计算结束，释入环境的惰性气体质量分别为363.30 kg，363.23 kg和362.88 kg。

释入环境的CsI的质量如图7所示，与惰性气体向环境释放相似，在压力容器失效前仅有少量的CsI释放到环境中，在压力容器失效后CsI快速向环境释放，到计算结束时，SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故下CsI释放到环境的质量分别为0.20 kg，0.58 kg和0.05 kg，根据图3和图5所示，SB-LOCA事故下CsI沉积在一回路和安全壳中的量较多，所以释入环境的量相对较少。

图7 释放到环境的CsI质量

其他裂变产物向环境释放的质量见表3，由表可知在三个事故下，挥发性裂变产物向环境释放的质量最小为10-4量级，非挥发性裂变产物向环境释放的质量为10-3～10-5量级。

表3 释入环境的裂变产物质量

2.3 安全壳喷淋对裂变产物释放的影响

为了描述三种破口事故叠加全厂断电事故下安全壳喷淋措施对裂变产物释放的影响，当安全壳压力达到限值时，开启安全壳喷淋。事故序列如表4所示，由于破口尺寸的不同使得进入安全壳气体的速率不同，导致安全壳压力变化不同，使安全壳喷淋开启时间不同，SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故分别在5 315.30 s、1 117.97 s和98.90 s时开启。

表4 事故序列

三种事故下悬浮在安全壳内的CsI如图8所示，SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故下安全壳内悬浮气溶胶的峰值分别为4.06 kg，1.15 kg和0.92 kg，SB-LOCA事故再次上升后的峰值为0.54 kg。与图4相比，开启安全壳喷淋措施后悬浮在安全壳中的CsI质量小于未开启的情况，安全壳喷淋能够有效去除悬浮在安全壳中CsI。

图8 安全壳内悬浮的CsI质量

气溶胶的沉降机理主要有四种，分别为重力沉降、惯性碰撞、热电泳和扩散电泳[10]。开启安全壳喷淋后气溶胶沉降机理的计算结果如表5所示，SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故在没有开启安全壳喷淋的情况下重力沉降为气溶胶的主要沉积方式，其余依次为惯性碰撞，扩散电泳，热电泳。在开启安全壳喷淋的情况下扩散电泳为主要的沉积方式，其余依次为重力沉降，惯性碰撞，热电泳。

表5 气溶胶各种沉降机理所占的比例

开启安全壳喷淋后惰性气体向环境释放的质量如图9所示，LB-LOCA事故向环境释放的速率快于SB-LOCA和MB-LOCA事故。到计算结束，SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故分别向环境释放的裂变产物质量为0.70 kg、0.69 kg和0.76 kg。

图9 释放到环境的惰性气体质量

开启安全壳喷淋后CsI气体向环境释放的质量如图10所示，因为安全壳未失效，所以三种事故下仅有少量的CsI释放到环境中。计算结束时，SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故分别向环境释放的CsI质量为1.43×10-6kg，1.06×10-6kg和1.05×10-6kg。其他裂变产物的质量如表6所示，仅有少量的挥发性和非挥发性裂变产物释放到环境中，释放的质量为10-5到10-9量级。

图10 释放到环境的CsI质量

表6 释入环境的裂变产物质量

2.4 堆腔注水措施对裂变产物释放的影响

为描述破口事故下堆腔注水措施对于事故的影响，本文选取了反应堆冷却剂系统热管段21 cm的大破口始发严重事故。事故序列如表7所示，不启动堆腔注水措施时，压力容器在6 805.89 s时失效，而启动堆腔注水措施时，压力容器不会失效。

两种措施下进入安全壳的气溶胶质量如图11所示，从图中可知，注水措施未开启前进入安全壳的气溶胶质量变化相同，并且是整个释放过程的最大值。当开启注水措施后，由于外部冷却剂不断带走压力容器的热量，使压力容器保持完整，进入压力容器的气溶胶质量小于未开启注水措施，而且从图12可知，由于开启堆腔注水措施后更多的裂变产物滞留在一回路内，使得沉积在安全壳中的裂变产物质量下降。

表7 事故序列

图11 安全壳内悬浮的气溶胶质量

图12 安全壳内沉积的裂变产物质量

释入环境的挥发性裂变产物CsI如图13所示，当堆芯开始融化，裂变产物开始大量释放，释入环境的CsI质量增加，两种措施下释入环境的CsI质量一致。释入环境的非挥发性裂变产物SrO如图14所示，由于堆腔注水维持了压力容器的完整性，非挥发性裂变产物驻留在压力容器内，使释入环境的非挥发性裂变产物小于未开启注水措施时释放的值。

图13 释放到环境的CsI质量

图14 释放到环境的SrO质量

3 结论

本文通过分析破口事故叠加全厂断电事故下裂变产物的释放以及安全壳喷淋措施对于裂变产物释放的影响，得出了以下结论：

（1）在SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故下最终仅有少量的CsI滞留在一回路内。安全壳内悬浮的气溶胶在堆芯刚开始熔化时会达到峰值，但由于自然沉降作用会使气溶胶沉积在安全壳构件内，由于换料水箱的作用，SB-LOCA事故悬浮的气溶胶会有第二个峰值。

（2）在SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故下，LB-LOCA事故下裂变产物最先释入环境，SB-LOCA事故下裂变产物释入环境的时间最晚。释入环境的裂变产物中，惰性气体的质量最多，其次为挥发性裂变产物，最少为非挥发性裂变产物。

（3）开启安全壳喷淋后，在SB-LOCA、MB-LOCA和LB-LOCA事故下，喷淋能够有效降低悬浮在安全壳中CsI气溶胶的质量，使气溶胶沉积在安全壳构件表面。喷淋能够降低安全壳的压力，保证安全壳的完整性，使裂变产物能够有效被控制在安全壳内，而且当开启安全壳喷淋时气溶胶的主要沉积方式为扩散电泳。

（4）开启堆腔注水措施能够保证压力容器的完整性，降低进入安全壳的气溶胶质量，沉积在安全壳内裂变产物的质量也明显下降。注水措施对于释入环境的非挥发性裂变产物有明显影响，对于挥发性裂变产物没有影响。

（5）本文计算的破口事故叠加全厂断电事故下裂变产物向环境的释放，能够为厂外应急措施制定和厂外源项后果评价提供参考。

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Analysis of Fission Product Release of 1 000 Mwe PWR under Sever Accident

YUAN Xianbao1,2，WEI Jingyu1,2，ZHANG Yonghong1,2,*，Zhang Binhang1,2，Zhou Jianjun1,2，Mao Zhangliang1,2，Du Xiaochao1,2，SHI Qiang1,2，GUO Pan1,2

（1. College of Mechanical and Power Engineering，China Three Gorges University，Yichang of Hubei Prov. 443002，China；2. China Three Gorges University，Hubei Key Laboratory of Hydroelectric Machinery Design & Maintenance，Yichang of Hubei Prov. 443002，China）

Under severe accident conditions，it may cause the containment to fail and release a large amount of fission products into the environment. This paper uses integrated code to study the quality of fission product CsI in the primary system and the containment and the source term of the fission product released to the environment under the superposition of different break accidents with the total loss of electric power supply. The paper also considers the effectiveness of containment spray in controlling the outward release of fission products. The results show that there is little difference in the quality of fission products released into the environment under small break accidents，medium break accidents and large break accidents. The main difference is the failure time of containment. The release of fission products to the environment can be effectively controlled when the containment spray is turned on. The quality of the aerosol produced in the small breach accident is higher than the other two accidents，and the aerosol is mainly deposited in the containment by diffusion electrophoresis. Opening the cavity injection system can ensure the integrity of the vessel，reduce the quality of fission products entering the containment，and effectively control the release of non-volatile fission products to the environment. The results of this paper can provide reference for the formulation of emergency measures and the evaluation of the consequences of external sources.

Loss of coolant accident；Integration code；Fission product；Containment spray；Cavity injection system

TL364

A

0258-0918（2021）05-1075-09

2021-02-11

RHIC和LHC能区核核碰撞中奇异粒子产生特性的研究，11247021；LHC能区下核-核碰撞中喷注重建中背景扰动研究，11847063；基于广义微扰理论的蒙特卡罗输运-燃耗耦合计算方法研究，11805112；湖北省水电机械设备设计与维护重点实验室开放基金（2016KJX15）

袁显宝（1974—），男，湖北宜昌人，博士研究生，教授，现从事核反应堆物理、热工及安全方面研究

张永红，E-mail：yozhang@ctgu.edu.cn