国家电投集团远达环保工程有限公司，重庆

收稿日期：2020年7月26日；录用日期：2020年8月13日；发布日期：2020年8月20日

摘要

本文介绍了核电站严重事故的概况，以及目前已经发生的核电站严重事故中放射性废液的现实源项。采用简化的估算方法，针对AP1000核电站，计算严重事故工况下放射性废液中各核素的放射性浓度。本文采用的估算方法计算简便，不需要采用专业软件，因此对有类似源项计算需求的工程，具有较高的参考价值。

关键词

核电站，严重事故，放射性废液，源项

Simplified Estimation on Source Term of Radioactive Waste Liquid in Severe Accident Condition of Nuclear Power Plant

Ruoxia Ma, Qiyun Wang

SPIC Yuanda Environmental Protection Co., Ltd., Chongqing

Received: Jul. 26^th, 2020; accepted: Aug. 13^th, 2020; published: Aug. 20^th, 2020

ABSTRACT

This paper introduces the overview of serious accident in nuclear power plant and the actual source term of radioactive waste water in serious accident in nuclear power plant. A simplified estimation method is used to calculate the radioactive concentration of nuclides in the radioactive waste liquid under severe accident conditions of AP1000 nuclear power plant. The estimation method used in this paper is simple and does not need professional software, so it has a high reference value for similar projects.

Keywords:Nuclear Power Plant, Serious Accident, Radioactive Waste Water, Source Term

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1. 核电站严重事故概述

一般而言，核电站反应堆的严重事故可以分为两大类：一类为堆芯融化事故，另一类为堆芯解体事故。堆芯融化事故的主要原因是堆芯失水而导致冷却不充分，引起堆芯裸露、升温和熔化的过程，其发展较为缓慢，时间尺度为小时量级。而堆芯解体事故，是由于快速引入巨大的正反应性，引起功率陡增和燃料破裂的过程，其发展非常迅速，时间尺度为秒量级。由于固有的反应性负温度反馈特性和专设的安全设施，堆芯解体事故发生在轻水反应堆中的可能性极小 [1]。

1979年美国三哩岛事故、1986年前苏联切尔诺贝利核电厂事故和2011年日本福岛事故是目前核反应堆严重事故仅有的实例。

2. 严重事故放射性废液的现实源项

2.1. 三哩岛事故

发生事故的反应堆是三哩岛核电厂的2号机组，此机组堆型为压水反应堆。这次事故由给水丧失引起瞬变开始，经过一系列事件造成了堆芯部分熔化，大量裂变产物释放到安全壳内。堆芯上部有30%~40%的燃料熔化 [1]。估计事故中大约有70%惰性气体(主要是133Xe)，30%的碘和50%的铯以及少量其他裂变产物释放进入了主冷却剂系统 [2]。

2.2. 切尔诺贝利事故

事故发生在切尔诺贝利核电站的4号机组，堆型为石墨慢化轻水冷却的压力管式反应堆。此事故属于堆芯解体事故 [1]，收集的资料中未见有关于反应堆冷却剂源项的描述。

2.3. 福岛事故 [3] [4]

2011年日本9级特大地震加上超设计基准的海啸引起的福岛核电事故，其1号机组堆芯熔毁比例为55%，2号机组堆芯熔毁比例为35%，3号机组堆芯熔毁比例为30%。产生的放射性废液的放射性浓度为10¹⁰Bq/L，主要放射性核素为¹³¹I、¹³⁴Cs、¹³⁷Cs等。

3. AP1000机组严重事故废液放射性源项估算

对核电厂严重事故时产生的废液进行放射性源项估算的目的，是为了基本掌握放射性废液中可能存在的放射性核素的种类和浓度，进而为分析确定处理工艺的重点关注核素，研究选取放射性废液处理工艺，提供基本的设计输入条件。由于AP1000作为第三代核电技术的代表堆型，目前尚无其严重事故工况下现实源项数据可资借鉴，因此本文根据核电运行史上业已发生的核电站严重事故的资料，参考《AP1000设计控制手册》中关于严重事故的相关描述，对AP1000核电机组发生严重事故时废液的放射性源项进行估算。为安全余量考虑，估算过程中相关参数的选取进行保险处理，因此该估算的放射性源项数据是相对保守的。

3.1. 《AP1000设计控制手册》中关于严重事故堆芯放射性源项的相关描述 [5]

根据NUREG-1465中的描述，堆芯内核燃料的放射性释放可分为：间隙释放、压力容器内早期释放、压力容器外释放和压力容器内晚期释放等四个阶段，各阶段的持续时间、释放核素和释放份额等如表1所示。

表1. 核燃料的放射性释放情况表

根据《AP1000设计控制手册》的描述，假设在事故发生的10分钟内，堆芯内无放射性核素释放；30分钟的间隙释放；持续1.3小时的压力容器内早期释放。这之后假设堆芯不再释放放射性核素。则反应堆堆芯核燃料释放的所有放射性源项数据如表2所示。

表2. 核燃料的放射性核素释放情况表

注：该数据表假设条件：1、堆芯热功率为3468 MWt (比堆芯设计功率3400 MWt高2%)。主给水流量测量有1%的功率不确定度，应用2%的假设是偏保守的。2、堆芯燃料分三区布置，寿期末。

3.2. 废液中放射性源项估算

在严重事故发生后，大量的放射性核素不可能在同一时间全部释放，为更好的与实际情况相符，假设这些放射性核素在30天内均匀释放 [3]。当冷却剂通过破口流入堆坑时，大部分碘和惰性气体将释放到安全壳大气内 [5]。根据《EJ/T 317-1998压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则》中关于严重事故放射性源项的描述，以及三哩岛和福岛的资料，假设30%的碘和50%的铯释放后进入事故废液，其他核素按照1%的比例进入考虑，并考虑核素的衰变。根据AP1000的设计，事故后7天，不需要人为干预，堆芯可处于安全状态，因此考虑事故后废液在安全壳内循环7天，由此计算出事故后第7天进入废液中的各放射性核素情况见表3，则总放射性最高达1.87 × 10⁷Ci。

表3. 事故后第7天进入废液中的各放射性核素情况

3.3. 废液总量估算

AP1000机组发生严重事故时，进入堆坑的废液包括：

1) 一回路水：299 m³；

2) 非能动堆芯冷却系统的堆芯补水箱(2个)，容积(70.8 m³/个)；

3) 非能动堆芯冷却系统的安注箱(2个)，容积(48.1 m³/个)；

4) 安全壳内换料水箱(1个)，容积(2132 m³)；

废液总体积：299 + 70.8 × 2 + 48.1 × 2 + 2132 = 2668.8 m³。

3.4. 放射性浓度计算 [6]

根据对事故后第7天进入废液的放射性活度数据以及对废液总量的估算情况分析，事故后第7天进入废液的各核素的放射性活度浓度见表4。根据计算，此时废液中的总放射性活度浓度最高可达2.6 × 10¹¹ Bq/L水平。

表4. 事故后第7天废液的放射性浓度数据表

4. 结束语

本文根据原子核的放射性基本原理，结合《AP1000设计控制手册》，通过合理假设，采用简化的人工计算的方法，计算出AP1000核电站严重事故工况下放射性废液中核素种类和放射性浓度。由于本计算过程的假设条件较苛刻，导致计算结果较保守，相比于福岛事故的废液放射性浓度10¹⁰ Bq/L而言，多了一个数量级。但本文采用的估算方法计算简便，不需要采用专业软件，因此对有计算类似源项计算需求的工程，具有较高的参考价值。

基金项目

国家重点研发计划：核电站放射性泄露区高浓度事故废液处理技术研究(课题编号： 2016YFC1402506)。

文章引用

马若霞,王棋赟. 核电站严重事故工况放射性废液源项简化估算
Simplified Estimation on Source Term of Radioactive Waste Liquid in Severe Accident Condition of Nuclear Power Plant[J]. 核科学与技术, 2020, 08(04): 165-171. https://doi.org/10.12677/NST.2020.84019

参考文献