中國先進(jìn)研究堆事故早期后果快速評價方法研究

1、<p>　　中國先進(jìn)研究堆事故早期后果快速評價方法研究</p><p>　　【摘要】中國先進(jìn)研究堆（CARR）作為一座新建的反應(yīng)堆，一直遵循國家新的法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)。在注重應(yīng)急能力建設(shè)的同時，也開展了對事故后果的定量化研究。通過對CARR可能導(dǎo)致放射性向環(huán)境釋放的典型事故源項的分析，結(jié)合直線高斯煙羽大氣擴(kuò)散模式和劑量估算模式，估算了事故情況下廠區(qū)周圍近距離環(huán)境的輻射后果，并繪制了劑量曲線，在為CARR事故早期的

2、應(yīng)急決策提供量化直觀參考的同時，也提出了CARR事故早期后果的快速評價方法。 </p><p>　　【關(guān)鍵詞】CARR；劑量曲線；快速評價 </p><p><b>　　1 背景介紹 </b></p><p>　　中國先進(jìn)研究堆（以下簡稱CARR）是一座稍加壓輕水冷卻和慢化、重水反射反中子阱型池內(nèi)桶式結(jié)構(gòu)的多用途研究性反應(yīng)堆。反應(yīng)堆設(shè)計最大運(yùn)行

3、核功率60MW，相應(yīng)中央位置最大未擾熱中子注量率1.0×1015n/cm2?s。CARR于2002年開始建造，2010年5月13日首次達(dá)到臨界，2012年3月首次實現(xiàn)滿功率。CARR正式運(yùn)行后，將在核動力和核科技領(lǐng)域中發(fā)揮重要的作用。作為一座高通量的研究堆，其事故后果可能產(chǎn)生的影響是大家關(guān)注的重點，在首次裝料批準(zhǔn)書的許可條件中，要求CARR“進(jìn)一步研究在嚴(yán)重事故下的應(yīng)急源項”。 </p><p>　　本

4、文的目的是結(jié)合CARR現(xiàn)實調(diào)試的情況，通過對CARR可能導(dǎo)致放射性向環(huán)境釋放的典型事故的分析，建立一種對CARR事故早期后果的快速評價方法，為事故時的源項反推和事故發(fā)展趨勢判斷提供思路。 </p><p>　　2 制定方法的思路 </p><p>　　2.1 典型事故的選擇 </p><p>　　對事故早期后果的快速評價主要是從事故對環(huán)境的影響來考慮的，也就是說快速

5、評價主要針對的是CARR事故導(dǎo)致放射性向環(huán)境釋放的情況。在CARR的設(shè)計基準(zhǔn)事故中，可能導(dǎo)致放射性向環(huán)境釋放的事故主要有：小破口失水事故、換熱器傳熱板破裂事故、重水回路管道破裂事故、燃料操作事故、燃料板間冷卻劑流道堵塞事故。 </p><p>　　上述事故中，小破口失水事故和換熱器傳熱板破裂事故的主要源項是一回路冷卻劑中的放射性釋放。由于這兩種事故不會發(fā)生燃料元件破損，因此，一回路冷卻劑中的放射性物質(zhì)相對較少，事

6、故中放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放造成的后果也相對較小。重水回路管道破裂事故對環(huán)境的影響主要是氚的釋放。燃料操作事故和燃料板間冷卻劑流道堵塞事故的共同點在于燃料元件有破損，事故中放射性物質(zhì)向環(huán)境釋放造成的影響較大。為了能夠較為直觀的反映事故情況下廠址邊界近距離范圍內(nèi)的劑量分布情況，本文選取燃料元件破損事故為CARR放射性向環(huán)境釋放的典型事故進(jìn)行分析，并據(jù)此研究事故早期后果的快速評價方法。 </p><p>　　2.2 建立

7、方法的主要思路 </p><p>　　對事故早期后果的快速評價的方法主要思路是：通過對選取的典型事故的事故序列分析，結(jié)合直線煙羽高斯模式和劑量估算模式，估算出事故早期廠址周邊近距離（下風(fēng)向）的劑量數(shù)據(jù)，并繪制出劑量曲線；并提出事故早期后果快速評價的方法。 </p><p>　　考慮到事故早期后果的快速評價是為核應(yīng)急決策服務(wù)的，所以在計算和分析中選取與CARR應(yīng)急計劃對應(yīng)的相關(guān)參數(shù)，以增強(qiáng)其

8、針對性。 </p><p>　　3 CARR典型事故早期的源項分析 </p><p>　　3.1燃料元件破損事故序列及相關(guān)假設(shè) </p><p>　　當(dāng)CARR發(fā)生燃料元件破損事故時，元件內(nèi)的放射性物質(zhì)，首先進(jìn)入反應(yīng)堆一回路冷卻劑內(nèi)，導(dǎo)致冷卻劑劑量率上升，進(jìn)而觸發(fā)保護(hù)停堆。同時，會有部分放射性物質(zhì)進(jìn)入反應(yīng)堆水池，導(dǎo)致水池上方劑量率升高。經(jīng)過堆水池的過濾后，放射性物質(zhì)

9、釋放到反應(yīng)堆操作大廳和煙囪中，導(dǎo)致操作大廳和煙囪內(nèi)地惰性氣體濃度升高，從而觸發(fā)正常通風(fēng)立即自動停止，同時關(guān)閉相應(yīng)的風(fēng)門和電動閥門，將操作大廳密封起來。 </p><p>　　為了便于對事故源項進(jìn)行分析，對事故做如下基本假設(shè)。 </p><p>　　（1）假設(shè)反應(yīng)堆以核功率60MW連續(xù)運(yùn)行50d，此時發(fā)生了一盒標(biāo)準(zhǔn)燃料元件破損事故，并且破損的那盒燃料元件中，所有的燃料板熔化； </p&

10、gt;<p>　?。?）熔化的燃料元件中100%的裂變氣體、100%的氚和75%的碘釋放到水中，其它1%； </p><p>　　（3）從燃料釋放出來的放射性物質(zhì)先進(jìn)入水池，考慮水對裂變產(chǎn)物的滯留，其釋放率為：碘5.0×104，銫1.0×105，惰性氣體1.0，氚0.1，其他固體裂變產(chǎn)物及氣溶膠1.0×104。 </p><p>　　3.2事故源

11、項分析 </p><p>　　根據(jù)事故序列和基本假設(shè)，燃料元件破損事故向環(huán)境的釋放過程可以分為兩個階段。第一階段：停堆后30分鐘內(nèi)，此時主回路繼續(xù)運(yùn)行保持堆芯冷卻，放射性物質(zhì)進(jìn)入水池的途徑主要是通過衰變箱上的濾網(wǎng)，其釋放量相對較少，主要集中在主回路冷卻劑中。第二階段：停堆30分鐘后，改由應(yīng)急泵冷卻堆芯。事故時應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)的流程是，應(yīng)急泵從水池內(nèi)吸水，并將池水注入堆芯進(jìn)行冷卻，冷卻后的水又回到水池，形成循環(huán)。因

12、此，該階段放射性物質(zhì)主要通過應(yīng)急回路注入水池，其釋放量相對較大。 </p><p>　　根據(jù)主回路流量和總水量，可以得到事故第一階段（停堆后30分鐘內(nèi)），堆芯水更新了34次。在很短的時間內(nèi)，放射性物質(zhì)就“充滿”了整個回路。因此，可以認(rèn)為回路中各點的放射性濃度相同。在該階段主回路水與池水之間的交換很少，主要通過衰變箱上的濾網(wǎng)進(jìn)行。對于主回路中的放射性物質(zhì)，由于堆芯的水更新很快，氣體在很短的時間內(nèi)通過濾網(wǎng)進(jìn)入水池，因

13、此，假設(shè)一回路中的惰性氣體和氚全部釋放到了水池，其它核素則依靠濾網(wǎng)處的“呼吸作用”只有少量進(jìn)入水池。根據(jù)基本假設(shè)中各核素進(jìn)入操作大廳的釋放因子，可以得到事故初期操作大廳放射性核素濃度及事故在該階段向環(huán)境釋放的放射性核素活度。事故的第二階段（停堆30分鐘后），改用應(yīng)急堆芯冷卻系統(tǒng)冷卻堆芯，則從停堆后30分鐘開始，堆芯的放射性物質(zhì)在很短的時間內(nèi)會通過衰變箱的濾網(wǎng)進(jìn)入水池，并且通過水池過濾后排入反應(yīng)堆操作大廳。同樣可以得到事故后30分鐘至1小

14、時操作大廳向環(huán)境釋放的放射性核素活度。 </p><p><b>　　4 大氣擴(kuò)散模式 </b></p><p>　　大氣擴(kuò)散模式采用直線煙羽高斯模式，該模式能很好的模擬近距離情況下的煙羽擴(kuò)散，對氣象條件要求不是很高。該模式在中性及穩(wěn)定條件下的低層大氣中，風(fēng)速不是很大，風(fēng)向變化小的氣象條件下，且地形平坦的中小尺度范圍內(nèi)（ 　　由于CARR的排放高度60m與其最近鄰建

15、筑物高度34m的關(guān)系沒有達(dá)到高架排放的要求（排放高度高于鄰近建筑物高度的22.5倍），因此，針對CARR采用地面源釋放模式計算擴(kuò)散因子。同時假定氣象條件是橫向同質(zhì)并且是穩(wěn)定的，這就意味著從釋放點到計算點之間，影響煙羽傳輸?shù)闹饕蛩貫轱L(fēng)向和風(fēng)速，并且氣象條件在計算時間段內(nèi)是不隨時間改變的。對于地面源釋放，需考慮建筑物尾流效應(yīng)，最終采用的經(jīng)過修正的擴(kuò)散因子公式為： </p><p>　　關(guān)于擴(kuò)散參數(shù)方面，針對原子能院

16、地區(qū)，根據(jù)上個世紀(jì)90年代初做的大氣擴(kuò)散實驗，大氣擴(kuò)散參數(shù)符合PG曲線。靜風(fēng)條件下的大氣擴(kuò)散參數(shù)則采取環(huán)境影響評價技術(shù)導(dǎo)則―大氣環(huán)境（HJ/T2.293）中對靜風(fēng)條件下大氣擴(kuò)散參數(shù)。 </p><p>　　綜上可計算出不同大氣穩(wěn)定度下，不同距離的大氣擴(kuò)散因子。 </p><p>　　關(guān)于劑量計算模式，在應(yīng)急實時劑量評價時，只考慮通過煙云照射途徑的影響，因此一般不考慮食入途徑的照射。歸一化后

17、果只給出空氣浸沒外照射，地表沉積外照射和吸入內(nèi)照射劑量三種照射途徑總的劑量值。 </p><p><b>　　5 劑量曲線 </b></p><p>　　根據(jù)事故理論計算的釋放源項，結(jié)合歸一化后果，便可得到事故早期廠區(qū)邊界近距離（下風(fēng)向）的劑量分布情況，并且繪制出劑量曲線。圖1為對應(yīng)的劑量曲線圖例。 </p><p>　　為了達(dá)到快速評價的目的

18、，在劑量曲線中給出了事故總的輻射后果和貢獻(xiàn)較大的幾種核素的份額及曲線。 </p><p>　　整個數(shù)據(jù)的計算主要涉及源項、歸一化后果和劑量后果計算。劑量后果是結(jié)合源項和歸一化后果獲得的，因此，造成數(shù)據(jù)誤差的主要因素是對源項和歸一化后果的計算。 </p><p>　　6 事故早期后果快速評價方法 </p><p>　　事故的發(fā)生會觸發(fā)保護(hù)系統(tǒng)相應(yīng)的報警信號，從而幫助運(yùn)

19、行人員判斷發(fā)生的事故的類型。對于信息量較少的事故早期，操縱人員可以通過事先預(yù)測的事故后劑量曲線，對相應(yīng)事故早期的輻射后果有一個量化直觀的概念。 </p><p>　　在發(fā)生核事故時，核應(yīng)急響應(yīng)人員可以通過實際測得的劑量數(shù)據(jù)劑量曲線簡單對比，快速反推出事故時大概的釋放源項。例如，當(dāng)發(fā)生燃料元件破損事故時，對于單個核素，計算中用到的各參數(shù)除了破損元件份額F外，其它均不變。因此，可以通過單個核素的數(shù)據(jù)反推出燃料元件破損

20、的份額。根據(jù)反推出的破損份額，可以估算出多長時間內(nèi)燃料元件的破損可能導(dǎo)致環(huán)境的輻射后果達(dá)到采取某種應(yīng)急行動水平的值，因此，可以為采取下一步應(yīng)急行動提供參考。 </p><p><b>　　參考文獻(xiàn)： </b></p><p>　　[1]核電廠廠址選擇的大氣彌散問題（HAD101/02） </p><p>　　[2]中國原子能科學(xué)研究院.中國先進(jìn)

21、研究的環(huán)境影響報告書（申請首次裝料階段）.2007 </p><p>　　[3]中國原子能科學(xué)研究院.中國先進(jìn)研究堆（CARR）最終安全分析報告.2006 </p><p>　　[4]中國原子能科學(xué)研究院.中國先進(jìn)研究堆事件（事故）處理規(guī)程.2009 </p><p>　　[5]中國原子能科學(xué)研究院.中國先進(jìn)研究堆（CARR）應(yīng)急計劃.2009 </p>

22、<p>　　[6]潘自強(qiáng).中國原子能科學(xué)研究院輻射環(huán)境質(zhì)量評價.中國核工業(yè)三十年輻射環(huán)境質(zhì)量評價文件 </p><p>　　[7]電離輻射防護(hù)與輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn)（GB188712002） </p><p>　　[8]環(huán)境影響評價技術(shù)導(dǎo)則.大氣環(huán)境 </p><p>　　[9]External exposure to radionuclides in