“华龙一号”安全壳旁通合理性研究

刘 蕴，黄树明，薛 娜，邱 林

（中国核电工程有限公司，北京 100840）

安全壳是核反应堆的最后一道实体屏障，在运行状态和事故工况下包容放射性物质以及提供辐射屏蔽。“华龙一号”的安全壳旁通泄漏份额（以下简称旁通份额），是指事故后来自内层安全壳的泄漏不经过环形空间收集而旁通至外层安全壳外环境的份额，是评价放射性物质向环境释放量的重要计算参数，对工作人员以及场外公众与环境的受照剂量有直接影响。安全壳旁通份额取值的合理与否，一方面关系非居住区、规划限制区和应急计划区划分的合理性，是选址、设计及建造阶段安全分析与环境影响评价审查的重点；另一方面也是设计上保证核与辐射安全的重要因素。欧洲用户要求[1]、美国核管理委员会（NRC）标准审查大纲（SRP）[2]等国际相关标准和文件，均要求关注安全壳的旁通，对旁通份额进行合理的估计和分析。

安全壳贯穿件隔离阀调试试验需要在建设尾声才能进行，前期开展大壳类比实验又需要耗费大量的人力财力和时间。福清核电5、6号机组的设计中，总体设计文件《双层安全壳设计目标与要求》中取内壳旁通份额为 10%，但没有对该取值的合理性开展详细分析。

为深化“华龙一号”辐射防护的设计优化，本研究在法规标准的基础上，一方面采用我国二代加改进型核电机组的相关实验结果类别分析；另一方面结合典型设计基准事故和严重事故源项的计算过程，分析不同旁通份额取值对场外剂量后果的影响，研究“华龙一号”安全壳旁通份额取值的合理性。本研究成果不仅可用于安全审查中相关问题的解释或澄清，也可为未来的设计改进提供依据。

1 设计思路及理念

研究“华龙一号”的安全壳旁通份额需以相关标准和模型为基础，本节对此加以说明。

1.1 法规标准

欧洲用户要求[1]中对于安全壳的旁通要求：在设计基准事故或设计扩展工况下，不应超过一次整体泄漏率的 10%；设计者估计旁通份额应采用合理的现实假设并参考相关运行经验；极低的旁通数值应考虑所有可能的途径，且有足够的分析支持。

美国核管理委员会（NRC）标准审查大纲（SRP）[2]要求审查人员确定安全壳可能由旁路（或稀释）泄漏的最大泄漏量。必须识别通过环廊或辅助厂房区域的旁通或会直接漏入大气的潜在泄漏通道。必须规定泄漏到环境的安全壳旁路泄漏总量，而且必须将它写入技术规格书。审查人员确认试验措施足以证实所规定的旁路泄漏率。

我国标准《压水堆核电厂预应力混凝土安全壳设计》（NB/T 20303—2014）[3]要求双层安全壳的内壳的整体泄漏率“24 h内不超过事故工况下安全壳气体总质量的0.3%”。福清核电5、6号机组总体设计文件《双层安全壳设计目标和要求》规定，直接旁通整个安全壳从外部汇集到的泄漏率不超过内壳总泄漏率的10%。

1.2 放射性源项计算模型

以大破口失水类事故为例，事故工况下放射性核素由安全壳向环境释放的典型过程如图1所示。

内壳中裂变产物的活度变化率同两个因素相关，一是裂变产物向安全壳大气释放的速率，二是裂变产物被去除的速率。假设堆芯释放的裂变产物在释放的瞬间立即混合并均匀分布于内层安全壳的大气空间。同时，裂变产物将在多种去除机理的共同作用下有所减少，包括放射性衰变、内壳泄漏以及自然去除作用和喷淋系统所引起的气载放射性的降低等。内壳泄漏过程中，内层安全壳中的裂变产物一部分泄漏至环形空间，一部分直接释放到环境，泄漏到环境的部分在计算过程中以旁通份额表示，即是本文所讨论的安全壳旁通份额。

图1 事故后放射性核素的释放模型Fig.1 Modeling of radionuclide release after accident

泄漏至环形空间的放射性物质一部分经由过滤器过滤后释放进入环境，另一部分则旁路过滤器直接释放到环境中，前者中碘和气溶胶的放射性活度被大幅降低。虽然大多数的放射性物质均经环形空间向环境释放，但其对剂量的贡献被大量削弱，使得内壳直接旁通到环境的贡献在一定程度上凸显出来。这是安全壳旁通份额成为源项计算中重要参数的直接原因。

放射性核素从安全壳向环境的释放量可由下述微分方程组求解得出[4]：

2 具体设计内容

俄罗斯彼得格勒二号 VVER-1200核电机组[5]和台山EPR机组安全分析报告中均显示，其设计措施能保证安全壳完好的严重事故条件下，内壳能维持内部负压，源项计算中取旁通份额1%甚至不考虑旁通。这一结论是在详细的数值分析及必要的实验的基础上得到的。

本研究采用二代加改进型类比“华龙一号”，从实验角度讨论旁通份额10%的合理性。同时对安全壳泄漏率不同取值下，典型设计基准事故以及严重事故的放射性后果开展评价与分析，讨论安全壳旁通份额的合理性。

2.1 类比实验分析

福清核电 3号机组为二代加改进型、单层安全壳设计，与“华龙一号”内层安全壳具有一定相似性。参考福清核电3号机组调试试验，B类试验（对安全壳贯穿件的密封部件如电气贯穿件、人员闸门和设备闸门等加压进行的局部密封试验）与C类试验（对安全壳隔离阀加压进行的局部密封性试验）结果之和小于10%。证明：即使不考虑周围厂房对于旁通泄漏的包容，在设计上旁通份额取值10%仍是保守的。

2.2 放射性后果评价及讨论

为了评估旁通份额对放射性释放量以及场外剂量后果的影响，在此分别选取典型的设计基准事故以及严重事故源项进行分析。对于设计基准事故，选取设计基准大破口失水事故（DBALOCA）[6]，对于严重事故，选取在设备鉴定、场内外应急等工作中广泛采用的全堆芯熔化严重事故（NUREG-1465）[7]。根据1.2节给出的安全壳释放模型，计算福清核电5、6号机组内壳旁通份额从0（即没有旁通）～10%典型放射性核素的释放量结果，并结合福清厂址的气象数据[8]计算相应的场外剂量后果。

2.2.1设计基准大破口失水事故

图2～图4给出DBALOCA事故后由安全壳释放到环境中的典型放射性核素的量。

图2 不同旁通份额情况下137Cs的释放量（DBALOCA）Fig.2 Total release of 137Cs with different bypass values(DBALOCA)

图3 不同旁通份额情况下131I的释放量（DBALOCA）Fig.3 Total release of 131I with different bypass values (DBALOCA)

图4 不同旁通份额情况下85Kr的释放量（DBALOCA）Fig.4 Total release of 85Kr with different bypass values（DBALOCA）

由图2～图4可知，在事故释放初始时刻，不考虑旁通的释放量要明显低于 10%旁通份额的释放量，在2 h时刻，10%旁通份额计算结果约为不考虑旁通的5倍，然而随着事故的发展，这种差异有变小的趋势。主要原因在于：DBALOCA不发生熔堆，燃料包壳间隙内的放射性物质在前0.5 h内均释放至内壳中，使得壳内放射性物质总量在事故开始不久达到峰值，之后随着不断地向环境释放逐渐下降；考虑10%旁通份额时，旁通的放射性物质会在初期迅速释放到环境中，剩下的放射性物质则通过环形空间通风过滤缓慢释放到环境中；完全不考虑旁通的情况下，壳内放射性全部通过环形空间向环境缓慢释放；对比来看，释放至环境的放射性活度在事故初期差异明显，在较长的时间段下会变得不显著。对于720 h的总释放，考虑 10%旁通份额的结果约为不考虑旁通的 2倍。而对于惰性气体（以85Kr为例），由于不能被通风过滤系统过滤，考虑旁通与否对释放总量并无明显差异，旁通的影响只体现在初期的释放速率上，并远小于气溶胶的差异。

图5给出了DBALOCA事故后，不同旁通份额情况下非居住区边界（EAB）处放射性剂量后果的变化情况。

图5 DBALOCA后2 h内EAB（500 m）处公众剂量Fig.5 Exposure dose at the EAB (500 m) within 2 hours after DBALOCA

由图5可知，在各种情况下，EAB处公众在事故后2 h受到的有效剂量均远低于GB 6249—2011[9]中给出的剂量验收准则（小于100 mSv）。随着所考虑的旁通份额的增加，对应的剂量结果也逐渐变大，然而变化并不呈现线性增长趋势。内壳旁通份额取值 10%的剂量结果与取值1%的结果在一个量级之内，与安全分析中后果评价模型的保守度相比并不显著。主要原因分析如下。如上面针对137Cs、131I、85Kr这几种典型核素的分析可知，其释放量与内壳旁通份额就不呈线性关系，而剂量结果又受多种核素的综合影响。137Cs、131I等气溶胶是内照射剂量的主要贡献者，85Kr等惰性气体是外照射剂量的主要贡献者。在总的有效剂量中，由惰性气体产生的烟羽浸没外照射占很大一部分比例，约为45%，而其释放量在考虑10%旁通情况下与不考虑旁通情况的结果是相差不大的，因此EAB处公众所受总剂量的差异量并不如137Cs、131I这类气溶胶核素2 h释放量的差异这样显著。

2.2.2全堆芯熔化严重事故

图6～图8给出了NUREG-1465事故后由安全壳释放到环境中典型放射性核素的量。可以看出，NUREG-1465由安全壳向环境释放的放射性核素，在不同内壳旁通份额情况下的释放量变化趋势与DBALOCA类似，在此不再赘述。

图6 不同旁通份额情况下137Cs的释放量（NUREG-1465）Fig.6 Total release of 137Cs with different bypass values (NUREG-1465)

图7 不同旁通份额情况下131I的释放量（NUREG-1465）Fig.7 Total release of 131I with different bypass values (NUREG-1465)

图8 不同旁通份额情况下85Kr的释放量（NUREG-1465）Fig.8 Total release of 85Kr with different bypass values (NUREG-1465)

针对严重事故的场外剂量后果，目前国内尚没有法规标准给出明确的量化验收准则，考虑到NUREG-1465源项在国内压水堆核电厂场外应急计划区（EPZ）测算中的广泛应用，在此以EPZ内区边界（5 km）处公众所受的剂量不超过GB 18871—2002[10]附录E中给出的撤离行动的通用优化干预水平（50 mSv）为例，分析不同旁通份额情况下的场外公众剂量。

图9给出了NUREG-1465事故后，不同旁通份额情况下EPZ内区边界公众所受的放射性剂量后果的变化情况。在此需要说明的是，此处给出的是整个事故持续期间（计算中取30 d）的剂量后果，而撤离行动的通用优化干预水平对应事故后 7 d的可防止剂量，因此本计算具有足够的保守性。

图9 NUREG-1465源项EPZ内区边界（5 000 m）处公众剂量Fig.9 Exposure dose at the EPZ boundary（5 000 m）after NUREG-1465

由图 9可知，10%旁通份额情况下，5 km处公众可能受到的剂量结果最大，约为1.28 mSv，远低于撤离行动的通用优化干预水平，也低于隐蔽的通用优化干预水平（10 mSv）。随着所考虑的旁通份额的增加，对应的剂量结果也逐渐变大，但剂量随旁通份额的变化亦不呈现线性增长趋势。其原因与 DBALOCA的剂量后果变化趋势分析是相似的。该现象说明，即使按贯穿件和各种阀门与闸门的泄漏率实验，累积得到旁通份额的真实值，其剂量结果和旁通份额取 10%仅有 50%以下的差异。事实上，堆芯状况、气象条件、大气扩散模型及剂量模型等对剂量结果的敏感性均在这之上。

综上所述，在核电厂安全分析中，是否考虑安全壳旁通对释放源项有重要影响，但旁通份额取值 10%或以下，均能使剂量结果在合理的范围内，且不会对非居住区、规划限制区和应急计划区的划分产生显著差异。除非要求源项计算尽可能贴近真实情况，否则 10%即可为旁通份额的合理取值。

3 优化及创新

本研究分析并讨论了“华龙一号”核电机型内壳旁通份额取值对事故源项和事故后果的影响程度，证明了安全分析中“华龙一号”内壳旁通份额取值 10%的合理性。具体结论如下：

（1） 安全壳旁通对事故向环境释放的放射性源项有显著影响，旁通份额越大，事故源项越大；

（2） 随着事故的发展，旁通份额对源项的影响逐渐降低；考虑 10%旁通份额与不考虑旁通相比，典型核素释放总量的差异由事故开始时的数个量级，逐渐降至2倍左右；

（3） 剂量后果随旁通份额的变化不成线性关系，旁通份额取值10%与1%的剂量后果在一个量级之内，与安全分析中后果评价模型的保守度相比并不显著。

本研究对“华龙一号”安全壳旁通泄漏份额取值的探讨，可用于选址与设计阶段的安全分析，也对核安全与辐射防护设计的进一步优化提供了背景基础。

4 结论

本研究以国内外相关标准中对于核电厂安全壳旁通份额的要求为基础，结合工程设计需要和实际情况，从实验类比和事故后果分析这两个方面，探究了“华龙一号”双层安全壳设计中内壳旁通泄漏份额的合理性。与二代加改进型核电机组调试试验的类比分析表明：“华龙一号”内壳旁通份额应小于标准所规定的10%，取值具有保守性。事故后果分析则证实：内壳旁通至环境是放射性物质泄漏的重要途径，对源项和剂量的贡献不可忽视，但不同旁通份额取值对场外剂量后果的影响并不明显，安全分析中取旁通份额为 10%对放射性后果评价具备合理性。

后续可基于事故下壳内温度压力变化以及周围厂房和通风系统的滞留作用，考虑适当降低安全壳旁通份额的设计值，进一步体现“华龙一号”机组的设计安全性。