张智群
辽宁红沿河核电有限公司 辽宁省大连市 116000
摘要：放射性裂变产物中碘特性非常活泼，由于其高放射性、高毒性和独特的化学性质，因此在环境影响评价和严重事故后果分析中常被作为关键核素进行研究。使用事故源项评估程序（ASTEC）对核电厂安全壳中放射性裂变产物碘的迁移进行建模，对不同影响因素下碘的迁移和分布进行研究。本文主要分析严重事故下安全壳内裂变产物碘影响因素敏感性分析
关键词：ASTEC；严重事故；碘；气相辐照
引言
核电厂发生严重事故时，大量放射性裂变产物从堆芯释放,并从主系统迁移到安全壳。因此，在严重事故工况下研究安全壳内不同类型裂变产物的释放份额、分布情况及存在形态等，并对影响裂变产物迁移行为的诸多因素进行分析，可以为制定严重事故缓解措施提供参考，以满足严重事故管理的需要。
1、ASTEC程序介绍
ASTEC程序由法国核防护与安全研究院（IRSN）与德国核设施与安全研究中心（GRS）联合开发，能够模拟从核电厂始发事件到放射性裂变产物向安全壳外释放的整个严重事故过程。该程序可用于核电厂严重事故现象研究、事故序列研究、事故源项评价、二级概率安全评价（PSA）应用和严重事故管理导则研究等。该程序采用模块化设计，主要计算模块包括：①CESAR，用于计算系统回路的热工水力；②ICARE，用于计算堆内堆芯降级和熔化；③MEDICIS，用于计算熔融物与混凝土相互作用；④SOPHAEROS，用于计算裂变产物及气溶胶的输运；⑤CPA，用于计算安全壳热工水力、气溶胶和裂变产物行为，包括THY和AFP2个子模块；⑥IODE，用于模拟安全壳内碘和钌的行为，包括碘在水池、大气空间、油漆、钢和混凝土墙表面的行为，模块中包括大约40种可能的化学反应，用户可选择需要激活的反应类型。本研究采用CPA和IODE2个模块进行计算。ASTEC程序一个突出的优点就是有强大的物性数据库，可以对每一种元素的行为进行模拟，而不再是对放射性裂变产物进行分组计算，且可以详细给出裂变产物在设备内气体、水、气溶胶、气空间表面、水表面中的质量、形态及活度分布情况。
2、模型描述及事故序列
2.1事故进程描述
百万千万级核电厂为多环路核电厂，对整个电厂进行建模过于繁杂且影响因素太多。本文针对安全壳进行建模，分析在事故工况下放射性裂变产物碘在安全壳内的行为特性以及对不同影响因素的敏感性，利用ASTEC程序中CPA和IODE模块对安全壳控制体的体积、温度、压力、干湿表面积、材料、pH值等参数以及进入安全壳的气体、液体源项进行详细描述。首先通过连接模块CONNECTI对模型中源项的类别、流速等进行描述，然后在控制体中施行迁移、沉积、凝聚、悬浮、吸附等过程，使之最终处于一种动态平衡过程中。
2.2计算输入和热工水力响应
程序输入中计算选项设置模块STRUCTURECALC_OPT给出了计算模块CPA和IODE的耦合分析，并对计算过程中的热工水力、气溶胶几何粒径等参数及裂变产物参数、碘在气相、液相中的反应参数等进行了控制；连接模块CONNECTI定义了在事故工况下由于主系统泄漏或破裂导致向安全壳中注入的一些物质参数，包括来自堆芯及主回路的源（包括蒸汽、水、氢气、裂变产物碘和银等）、源项类型（气溶胶、裂变产物等）、源项类别（碘、铯、银、蒸汽等）、流速等参数；安全壳控制模块CONTAINMENT中定义了安全壳控制体、材料、壁面、连接等参数；结果可视化模块VISU定义了在计算中显示的一些关键变量，如控制体压力、温度、裂变产物和不同形态碘的分布等。
ASTEC程序对事故进行瞬态分析之前，先经过稳态计算，各参数基本稳定后，从零时刻开始，事故开始发生，熔融堆芯释放的放射性裂变产物碘、铯和一回路冷却剂等从回路的破口处释放并进入安全壳，随着事故进程的发展，不同形态、不同速率、不同温度的碘和冷却剂释放到安全壳内，并在安全壳内进行迁移、反应。
3、安全壳抑压系统优化分析
3.1抑压水池优化分析
根据对沸水堆抑压水池系统、ＧＯＴＨＩＣ理论手册及验证手册的调研，结合实际工况从以下３个方面对抑压系统进行敏感性分析：抑压管截面积、开口间距、安全壳干井湿井体积分配比。１）抑压管总截面积抑压管总截面积不同会导致事故后从干井进入湿井水池的蒸汽流量不同，进而影响干井压力。假设抑压管总截面积为０．５～１６ｍ２，分析不同总截面积下安全壳压力的变化。总截面积为２．５ｍ２时，ＬＯＣＡ后安全壳干井压力峰值最低，因此，后续容量论证方案中抑压管总截面积采用２．５ｍ２。２）抑压管开口间距抑压管插入湿井水池开口有３个，开口间距对事故后干井压力峰值有影响。ＬＯＣＡ后事故初期大量蒸汽进入干井空间，由于抑压水池对压力的抑制，干井压力在事故后１０ｓ内达到峰值，开口间距不同会影响蒸汽在水中的冷凝份额。开口间距为０．６ｍ时干井压力峰值最小，因此，后续容量论证方案中采用抑压管开口间距为０．６ｍ。３）安全壳干井、湿井体积分配优化分析安全壳总体积一定，干井、湿井水池及气空间体积分配对事故后干井压力峰值的影响也很大。本文先通过敏感性分析确定湿井气空间体积（Ｖ气）与水体积（Ｖ水）最优体积比，然后固定该体积比，改变干井自由容积，分析论证该紧凑堆型体积比分配最优方案。湿井气空间与水体积体积比为１．０和干井自由容积为３６０ｍ３时干井压力峰值最低。
3.2源项分析
在氢气风险分析计算中选取LBLOCA事故发生时刻为计算0时刻，采用一体化严重事故分析程序对LBLOCA事故进行模拟，破口冷却剂/蒸汽和氢气源项释放结果。在分析过程中，对氢气风险评价影响较大的主要是水蒸气和氢气的释放规律。LBLOCA事故过程主要分为2个阶段：（1）事故第1阶段主要是一回路冷却剂喷放阶段，大量高温高压冷却剂从破口泄漏进入安全壳，并“闪蒸”变为蒸汽。当安全壳与外界连通时，水蒸气会对隔间形成“吹扫”效应。（2）事故第2阶段为严重事故阶段。当喷放阶段结束后，水装量丧失，堆芯裸露，温度上升，事故序列发展到严重事故阶段。此时包壳开始熔化，包壳材料与高温蒸汽发生锆-水反应产生氢气，氢气开始释放直到集中释放结束为止。
3.3安全壳内流场、压力及温度
根据安全壳内的混合气体流场分布，当混合气体从破口喷入安全壳后，遇到隔间上顶部后呈放射性发散，在靠近破口侧的整体速度比另一侧的大得多，并弥散到整个隔间中。在安全壳局部区域，由于障碍物遮挡，流体速度较小，气体对流较弱。可以看出，当LBLOCA事故发生后，由于大量冷却剂水从一回路喷入安全壳，导致隔间内压力快速上升，在约30s达到0.83MPa的压力峰值；隔间内混合气体由于超压，通过开孔排出到隔间外，导致压力逐渐下降。同时，LBLOCA事故发生后，由于一回路高温冷却剂进入安全壳，导致隔间内温度陡增到约600K的温度峰值，并随着冷却剂喷放的进行，温度呈现缓慢下降趋势。
结束语
安全壳水坑中碱性环境下可以降低安全壳内挥发性2I的形成；安全壳中添加银，可以增加大气空间中气溶胶碘沉积并向堆坑水中迁移，同时水坑中的溶解态I?会被银快速捕获沉积并形成AgI，从而减少挥发性2I生成；
参考文献：
[1]李精精，王辉，石雪垚.M310核电厂严重事故下稳压器隔间氢气风险分析[J].核科学与工程，2017(1):87-93.
[2]黄兴冠，杨燕华.氢气缓解措施中点火器特点及有效性分析[J].原子能科学技术，2017(06):79-84.
[3]肖建军.严重事故下安全壳内氢气分布及缓解措施的研究[D].北京：清华大学，2016.