蒸汽发生器传热管破裂事故的放射性后果评估

蒸汽发生器传热管破裂事故的放射性后果评估

1u200堆型基本事故的放射性后果分析压水坝供电应依靠多通道安全屏障和专用安全装置，防止炉中重金属释放，确保核重的安全。设计基准事故是多道屏障的完整性和专设安全设施的设计依据,其目的是把事故的后果降低到法规规定的可接受水平。压水堆核电厂蒸汽发生器传热管破裂(SGTR)事故是核电厂安全分析报告需要评价的一个重要的设计基准事故。通常,SGTR设计基准事故分析的是蒸汽发生器(SG)一根传热管双端完全断裂事故。SGTR事故放射性后果的审评是目前核电厂审评工作中的热点和难点之一。影响SGTR事故源项和事故评价结论的关键因素有:向环境释放的汽、水质量,一回路冷却剂放射性比活度和放射性后果验收准则。目前,我国在建核电站的机组堆型主要为CPR1000和AP1000两种。对于CPR1000堆型,设计和建造所依据的文件为《法国900MWe压水堆核电站系统设计和建造规则》(RCC-P)。RCC-P中对SGTR的放射性后果假设为:以相当于1%的包壳破损率来估算一回路的放射性活度。在RCC-P岭澳应用说明5.4.2.2.4节中,对于SGTR和主蒸汽管道破裂(MSLB)事故的放射性后果假设变更为:一回路放射性活度采用37GBq/t的131I当量比活度。对于AP1000堆型,审评所依据的文件为美国核管理委员会(NRC)管理导则《核动力堆设计基准事故评价的可替代放射性源项》(RG1.183)。其中,对SGTR的放射性后果假设为:考虑事故前碘峰释放和事故并发碘峰释放两种工况,在事故前碘峰时,一回路冷却剂中碘的浓度为满功率运行工况时技术规格书所允许的最大值(60μCi/g131I当量,相当于2.22TBq/t131I当量);在事故并发碘峰时,使用尖峰释放模型估计一回路冷却剂中碘浓度的增加,该模型假设从燃料棒进入主冷却剂的碘的释放率增加到技术规格书规定的平衡态碘浓度值(典型值为1.0μCi/g131I当量,相当于37GBq/t131I当量)相应的释放率的335倍,碘峰释放持续时间为8h。我国《核动力厂环境辐射防护规定》(GB6249—2011)将设计基准事故分为稀有事故和极限事故两类,并规定了这两类事故的放射性后果的验收准则。当SGTR作为RCC-P的IV类事故(对应于国标GB6249中的极限事故)时,一回路活度采用技术规格书的限值37GBq/t131I当量比活度,按极限事故的剂量控制值进行评价,评价结果能够满足验收准则。但是,目前随着SGTR事故由IV类变更为III类(对应于国标GB6249中的稀有事故),放射性后果验收准则也随之变化。若一回路活度仍采用37GBq/t131I当量比活度,按稀有事故的剂量控制值进行评价,某些厂址的评价结果将不能满足验收准则。为此,在SGTR事故的放射性后果分析中,核动力厂的申请者将一回路冷却剂放射性比活度取值为4.44GBq/t的131I当量比活度,以期满足国标GB6249的要求。审评人员对于这种分析方法的合理性仍持有不同的见解。本文从SGTR事故放射性后果评价的计算假设、事故源项、验收准则及国内外的实践情况等几方面进行了调研和分析,提出了自己的观点。2放射性释放事故SGTR事故的主要特征是:一回路系统冷却剂经破口进入蒸汽发生器二次侧,稳压器压力和水位下降,上充泵流量增加,破损的蒸汽发生器二次侧压力和水位增加,蒸汽流量和给水流量失配,破损的蒸汽发生器排污和冷凝器排放气体中的放射性增加。如果同时失去厂外电源或蒸汽向冷凝器的排放系统失效,则一回路中的放射性物质可通过蒸汽发生器的释放阀和安全阀直接排入环境,这意味着核电厂同时失去了两道安全屏障(冷却剂压力边界和安全壳)的完整性,是一种放射性释放较为严重的事故。此外,对于某些堆型,如CPR1000,SGTR事故还存在着满溢的可能,由于排放水中的放射性比活度比排放蒸汽中的放射性比活度大得多,因此,满溢将会导致排放到环境中的放射性物质大大增加。目前,核动力厂申请者用于计算CPR1000堆型和AP1000堆型的一回路和二回路活度的各个参数初值见表1。3斯塔克尔事故的辐射结果的评估标准3.1事故放射性后果国标GB6249—2011中规定:在发生一次稀有事故时,非居住区边界上公众在事故后2h内可能受到的有效剂量应控制在5mSv以下,甲状腺当量剂量应控制在50mSV以下;在发生一次极限事故时,非居住区边界上公众在事故后2h内可能受到的有效剂量应控制在0.1Sv以下,甲状腺当量剂量应控制在1Sv以下。SGTR事故以前被归为极限事故(RCC-PIV类),计算时假定SGTR事故正好发生在事故前一次瞬变引起的一回路放射性比活度达到最大值的时刻,即一回路冷却剂放射性比活度为37GBq/t131I当量活度谱的瞬态值,按极限事故的剂量验收准则进行评价。但由于在国际核电历史上已发生过多起这样的事故,根据SGTR事故的发生频率,在国内安全分析审评实践中已将其纳入稀有事故(RCC-PIII类),因此需按稀有事故的事故放射性后果验收准则验收。表2给出了国内某核电厂CPR1000堆型SGTR事故放射性后果的计算结果,从表中可以看出:当一回路活度采用37GBq/t的131I当量时,事故放射性后果不能满足剂量控制值;而当一回路活度采用4.44GBq/t的131I当量时,事故放射性后果可以满足剂量控制值。3.2热负荷释放模型与我国将设计基准放射性事故验收准则简单的分为极限事故和稀有事故两类不同,NRC在RG1.183中针对每类事故建立了不同的剂量验收准则。对于SGTR事故,区分事故前碘峰释放和事故并发碘峰释放两种情况。在事故前碘峰时,一回路冷却剂中碘的浓度提高到满功率运行工况时技术规格书所允许的最大值(60μCi/g131I当量);在事故并发碘峰时,使用尖峰释放模型估计一回路冷却剂中碘浓度的增加,该模型假设从燃料棒进入主冷却剂的碘的释放率增加到技术规格书规定的平衡态碘浓度值(典型地为1.0μCi/g131I当量)相应的释放率的335倍,碘峰释放持续时间为8h(对于AP1000堆型,考虑到持续8h的碘尖峰释放,所释放的放射性活度超过了从所有的燃料包壳间隙释放的放射性活度,AP1000堆型碘尖峰释放持续时间假设为5.3h)。NRC验收准则见表3。关于SGTR的工况分类,NRC认为对于热工水力分析,SGTR事故属于III类工况还是IV类工况没有什么区别;而在放射性后果分析方面,NRC的管理导则(如RG1.183)对特定事故有特定的验收准则,不用区分SGTR事故的工况分类。4碘峰模型的保守性检验NRC将SGTR事故的碘峰现象和验收准则列入了关注的一般问题(GI-197)。GI-197重点关注了3方面的问题:①现有的准则是否足够保守,是否可以包络新的事故情景产生的放射性后果,如由MSLB引发的SGTR事故;②经过数年,燃料性能已经变优,现有的准则对于申请者来说是否是过于保守;③当前的安全分析是基于技术规格书中规定的一回路碘浓度值、保守的碘释放速率(碘峰因子)来计算瞬态后最大的浓度,在缺乏对碘峰有关物理现象认知的情况下,假定碘峰浓度是碘平衡浓度的函数的依据是否充分。反应堆功率或压力出现瞬态时,一回路冷却剂中的碘浓度会达到碘平衡值的许多倍,然后又逐渐变小,这就是“碘峰”现象。在SGTR事故中这一现象很重要,因为在该事故中会有一回路冷却剂泄漏到二回路系统中,然后通过大气释放阀或安全阀排放至环境。NRC标准审查大纲(SRP)同样要求考虑事故前和事故并发两种“碘峰”释放情况,根据SRP15.6.3要求,应采用的碘峰因子为500(500被认为是能包络所有碘峰事故的)。需要说明的是,对于SGTR事故,RG1.183中使用的碘峰因子为335倍而非500倍,500倍是一个能包络所有碘峰现象的因子。根据当前的碘峰计算模型,当技术规格书中规定的一回路平衡碘浓度值是1μCi/g,则一回路中碘的活度为252Ci,平均释放速率为12.38Ci/h,假定瞬态发生时,释放速率增加500倍(即6190Ci/h),去除速率降为0,一回路放射性活度从252Ci增加到50000Ci,对于2.52×108g的冷却剂装量,冷却剂的比活度增加到约200μCi/g,释放持续时间为8h。为了正确评价该模型的保守性,使用一些中等大小瞬态(不同功率电厂的168个实际的运行瞬态事件)对该模型进行了检验,检验结果表明申请者给出的碘峰计算模型是足够保守的。但是,GI-197认为对于更为严重的MSLB事故引发SGTR事故来说,申请者的假设还是不够保守,应假定在整个瞬态持续期间一回路比活度为1000μCi/g。为了更保守起见,GI-197还假定蒸汽管线破口发生在安全壳外,并对破口发生在主蒸汽隔离阀上游和下游均进行了分析。经过对事故情景、事故的发生频率、事故源项的重新研究和分析,采用MACCS2程序和标准厂址参数对放射性后果进行了计算,结果表明目前的碘峰计算方法和验收准则是具有包络性的,是足够保守的。5在分析轨道事故辐射结果时，应解决这些问题和对策5.1有关的事故分析假设目前CPR1000堆型申请者普遍采用4.44GBq/t131I当量比活度作为SGTR事故的一回路活度假设,本文认为是不合适的。因为4.44GBq/t131I当量比活度仅是机组运行的经验值,它的取值源于法国核电站的运行经验反馈(4.44GBq/t131I当量为法国200堆·a运行的最大值),这既与RCC-P的一回路比活度按照1%燃料破损率计算的假设不相符合,又与RCC-P岭澳应用说明5.4.2.2.4节中一回路比活度的假设37GBq/t131I当量比活度相差甚远。因此,作为事故分析不能满足保守性要求。根据NRC所做分析及其技术见解并借鉴相关经验,本文认为采用37GBq/t131I当量比活度作为一回路比活度的输入值更为合理,原因如下:·目前电站设计及审评所依据的准则的支持。无论是法国的RCC-P,还是美国的RG1.195和RG1.183(并发碘峰),都明确要求采用37GBq/t作为SGTR事故一回路比活度输入。·与技术规格书中的要求相匹配。CPR1000机组技术规格书规定:当一回路冷却剂活度达到37GBq/t131I当量比活度时,应6小时内后撤,进入蒸汽发生器冷却正常停堆模式。在所有西屋电厂的技术规格书中,对于一回路比活度的运行限制条件也都规定为1μCi/g(即37GBq/t)。因此,对CPR1000机组事故分析假设,采用37GBq/t的一回路运行限值更为合理。前文的计算表明,无论是CPR1000还是AP1000机组,一回路比活度假设采用37GBq/t131I当量都将可能无法满足我国国家标准GB6249的要求。5.2关于碘的验收准则对如何降低SGTR事故的放射性后果或者使该事故后果可满足验收准则,CPR1000和AP1000机组的设计方分别进行了分析和尝试。其主要思路有:·采用工程措施。对CPR1000机组,尽快平衡一次、二次侧压力,减少泄漏,减少破损蒸汽发生器满溢后向环境释放的汽、水质量;AP1000机组为SGTR事故设计了自动保护措施可防止蒸汽发生器发生满溢。·对计算假设参数做更深入的研究。如AP1000机组在计算中去除了闪蒸计算中过多的保守因素并考虑反应堆冷却剂系统(RCS)的pH值对碘的化学形态的影响等。·改进蒸汽发生器的传热管材料、制造工艺及二回路水化学管理,降低SGTR的发生频率使之适用于更为宽松的验收准则,即极限事故的验收准则。但上述方法受到工程可实施性及假设参数合理性的限制,尚不能从根本上解决验收准则的问题。因此,应结合SGTR的事故特征,考虑以下几方面给出更为合理的验收准则:·国标GB6249中所给出的设计基准事故的验收准则是基于事故的发生频率来分类的,而不是按照每个事故分别制定相应的验收准则。·SGTR中“碘峰”现象是其重要的事故特征。一方面“碘峰”现象会大大增加从燃料棒释放到一回路的放射性量;另一方面“碘峰”出现的时间不同对一回路放射性活度的影响也不同。对碘来说,事故前“碘峰”计算的源项要比事故并发“碘峰”时高数倍,因此有理由在验收准则中加以区别对待。·NRC在RG1.183的验收准则中按照不同的碘峰情况给出了不同的验收准则,对SGTR事故假设中碘峰模型的合理性以及验收准则的保守性在相关的研究项目(GI-197)中进行了审查,审查结论表明现有的分析假设和验收准则仍具有保守性,能包络更为严重的事故情况下碘峰引起的放射性后果。6非居住区边界的确定(1)根据目前国内SGTR的放射性后果评价的现状,应对SGTR事故作进一步的研究,包括源项、验收准则、历史上发生的SGTR事故的研究、工程措施方面的研究等,考虑将SGTR列入稀有事故的合理性。实际上,虽然在国际核电历史上已发生过多起这样的事故,但其大多数仅为蒸汽发生器传热管破裂事故,真正达到计算假设中的传热管双端断裂程度的事故频率是很低的。(2)核安全审管部