核電廠LOCA事故下衰變鏈對主控室內劑量計算影響研究

趙傳奇，胡文超，劉巧鳳，靖劍平，張春明

(環境保護部核與輻射安全中心，北京 100082)

核電廠LOCA事故下衰變鏈對主控室內劑量計算影響研究

趙傳奇，胡文超，劉巧鳳，靖劍平，張春明

(環境保護部核與輻射安全中心，北京 100082)

主控室是對核電廠正常運行和事故狀態實施控制的場所，為了保護控制室內操作人員，法規要求對控制室進行可居留性分析。在一般計算模型中，為了簡化模型，沒有考慮衰變子核對于人員劑量的貢獻。本文中，針對通用主控室模型在考慮了衰變鏈對人員劑量的影響的基礎上，建立了核素平衡方程，并開發了主控室可居留性劑量評價程序CROSS進行計算?；赗G1.183規定的冷卻劑喪失事故(LOCA)源項，使用CROSS程序分別在非放射性通風系統新風模式和應急可居留系統通風模式下對主控室可居留性進行了分析。計算中對比了是否考慮衰變子核對個人劑量的影響。計算結果表明，考慮衰變鏈后，對于非放射性通風系統新風模式：個人有效劑量增到了1.28倍，其中主要增加為內照射有效劑量，增到了1.64倍；對于應急可居留系統通風模式：個人有效劑量增到了1.27倍，其中主要增加為內照射有效劑量，增到了1.30倍。在核電廠事故工況下計算主控室人員劑量時，需要考慮衰變鏈對個人有效劑量的影響。

主控室；可居留性；有效劑量；衰變鏈

核電站主控室是電站的核心部位，在事故工況下，主控室必須保證其中工作人員的輻射安全。根據HAF 102—2016《核動力廠設計安全規定》[1]的要求，“在較長時間內保護控制室人員免于受到事故工況下形成的高輻照水平、放射性物質的釋放、火災、易爆或有毒氣體的危害”。在核電廠設計中，必須通過準確可靠的計算論證現有主控室的防護措施能夠滿足HAF要求。

在福島核事故中，主控室放射性劑量高，一度使操縱員無法進入，主控室的可居留性下降。且核電廠廠區應急中心的放射性也有所上升，這些問題使得事故應對活動受到了一定的影響。因此，應急設施可居留性問題是福島核事故之后國際和國內共同關注的一項重要內容。

在國內外文獻中，對主控室計算模型的討論主要集中于以下幾點：(1) 美國核管會(NRC)發布的RG1.195[2]中給出了表示放射性核素平衡的微分方程及不同有效劑量的計算公式；(2) 在此基礎上H.Gilpin[3]建立了更為精確的主控制室內放射性核素平衡微分方程；(3) 上官志洪[4]，楊東[5]等人從大氣彌散因子的計算、事故源項的選取、應急通風系統運行模式等方面對主控室模型進行了分析。

目前主流的主控室計算模型中，通過求解主控室內放射性核素平衡微分方程，得到放射性核素的積分活度濃度，從而求解人員有效劑量。在平衡微分方程中，沒有考慮衰變鏈，即僅將當前核素的衰變作為消失途徑，沒有考慮衰變產生的子核及其他核素衰變至當前核素的產生項。在本文中，開發了考慮衰變鏈影響的主控室可居留性劑量評價程序。通過對比，分析了衰變鏈對人員有效劑量的影響。

1 計算模型

1.1 有效劑量計算

核電廠事故期間，主控室內工作人員受到的主要照射包括：(1) 反應堆廠房的直接外照射；(2) 主控室外放射性煙羽的γ浸沒外照射；(3) 主控室外地面沉積外照射；(4) 主控室內受污染空氣浸沒外照射，包括人員皮膚受氣載β核素的浸沒外照射途徑；(5) 主控室內受污染空氣吸入內照射。

由于主控室建筑的屏蔽作用，前3種途徑的輻射水平處于極低的狀態。因此，主控室可居留性評價中主要考慮經過主控室應急通風系統進入主控室環境內的放射性物質通過后2種途徑對人員所造成的輻射劑量。

浸沒照射途徑下工作人員的外照射有效劑量由式(1)確定[2]：

(1)

吸入途徑導致的甲狀腺劑量由式(2)確定[2]：

(2)

吸入途徑導致的全身有效劑量由式(3)確定[2]：

(3)

式中：DγB——主控室內人員的外照射有效劑量，Sv；

DTH——主控室內人員的甲狀腺劑量，Sv；

DIN——主控室內人員的內照射有效劑量，Sv；

(DCFγB)i——核素i的外照射有效劑量轉換因子，Sv·m3/(Bq·s)；

(DCFTH)i——核素i的甲狀腺劑量轉換因子，Sv/Bq；

(DCFIN)i——核素i的內照射劑量轉換因子，Sv/Bq；

(IA)i,j——核素i在時間段j內的積分活度濃度，Bq·s；

Oj——時間間隔j內的主控室居留份額；

T——計算積分活度濃度所涉及的時間間隔數；

V——主控室可居留區域的自由空間體積，m3；

(BR)j——時間間隔j內的呼吸速率，統一取3.5×10-4m3·s-1；

N——核素總數。

在計算過程中使用的劑量轉換因子取自國際標準[6，7]。從式(1)～式(3)可以看出，求解主控室區域各核素的積分活度濃度(IA)i,j是計算有效劑量的關鍵。

1.2 積分活度濃度計算

考慮一般性，可以建立主控室模型如圖1所示。在該模型中，放射性通過6個入口進入主控室，通過1個出口排出。6個入口包括2個經過過濾的取風口，2個未經過濾泄漏，1個主控室內循環和1個灌裝空氣供氣裝置。通過調節6個入口的流量、過濾器效率等可以模擬事故工況下不同通風模式。

圖1 主控室模型Fig.1 Control room model

1.2.1 不考慮衰變鏈

根據核素守恒關系，可以建立某一時間段[0，t]內，主控室內放射性核素變化的微分方程如下：

(4)

其中，

(5)

(6)

Fout=F1+F2+F3+F4+F6

(7)

式中：Cn,i——核素i在進風口n處的活度濃度，Bq·m-3；

Fn——進風口n處的進風量，m3·s-1；

En——進風口n處的過濾器效率；

λi——核素i的衰變常數，s-1。

Cn,i由下式進行計算：

(8)

Rj,i——釋放點j處核素i的釋放率，Bq·s。

求解方程(4)，可得t時刻核素i的放射性活度Ai(t)及t時間段內核素i的放射性活度濃度(IA)i為：

(9)

(10)

式中：Ai(0)——初始時刻核素i的放射性活度，Bq。

1.2.2 考慮衰變鏈

考慮衰變鏈后，根據核素守恒關系，可以建立某一時間段[0，t]內，主控室內放射性核素變化的微分方程如下：

(11)

式中：λi——核素i的衰變常數，s-1。

與式(4)相比，增加了其他核素衰變為當前核素的產生項。觀察式(11)可以發現，這是一個非線性微分方程。對于這種衰變鏈的非線性微分方程，國際上已有多種算法進行求解[9-11]。由于主控室內沒有中子源項，該問題為一個純衰變問題。對于純衰變問題，線性子鏈(TTA)方法求解比較高效。

如圖2所示，線性子鏈方法通過將衰變鏈拆分成線性鏈得到每個線性鏈上的微分方程。每條線性鏈獨立求解，最終結果為所有線性鏈計算結果之和。

圖2 衰變鏈線性化示意圖Fig.2 Decay chain linearlization

為了使用TTA算法，首先需要將式(11)轉換為某一線性鏈上的衰變方程：

(12)

核素i的有效衰變常數和核素i到(i+1)的轉換系數分別由式(13)和式(14)計算。

(13)

(14)

在衰變方程(11)中，沒有考慮由于通風或泄漏進入主控室的核素產生項。對于有這種固定產生率的核素，其微分方程如下：

(15)

式中：s1——核素i的產生率，Bq·s-1。

對于式(15)，可以通過假定一種偽核素，當它滿足式(16)時，可以將式(15)轉換為式(12)的形式，從而使用統一的求解器進行求解。

(16)

經過上述假設，可將考慮衰變鏈的主控室模型轉換為使用TTA方法求解式(12)和式(15)組成的衰變方程的問題。

2 程序開發

基于上述計算模型，開發了主控室可居留性劑量程序CROSS。

CROSS程序的計算流程如圖3所示。在讀取相關輸入數據后，首先建立計算模型序列，該序列包含了不同時間段內的主控室計算模型。一個主控室計算模型包含了在某一時間段[t1，t2]進行積分活度濃度計算所需要的參數。在計算過程中，如果模式切換條件被觸發，則根據不同條件的設定，在計算模型序列中插入新的計算模型，并從上一時間段末續算。重復該過程直至完成所有計算模型序列的計算。最終，根據時間段末期的各核素積分活度濃度計算有效劑量。

圖3 CROSS程序流程圖Fig.3 Flow chart of CROSS

3 主控室劑量評價

使用CROSS程序，分析了某核電廠在事故工況下，是否考慮衰變鏈對主控室可居留性的影響。

3.1 事故源項的選取

NRC發布的法規中明確規定：壓水堆核電廠設計中要求考慮包含冷卻劑喪失事故(LOCA)的設計基準事故情況下的工作人員職業照射水平。在我國的EJ/T 1136—2001中也規定了“宜用LOCA源項去估算控制室外的放射性水平，用建筑物尾氣擴散模型確定安全殼排氣或備用氣體處理排氣的彌散”。因此，本文以RG1.183中規定的LOCA事故源項作為設計基準事故條件下主控室可居留性的評價源項。所考慮的時間長度按照安全分析的要求應為30天。

3.2 主控室通風模型

在進行主控室劑量計算時，考慮了兩種通風模式：應急可居留系統(VES)通風模式和非放射性通風系統(VBS)新風過濾模式。

在VES模式分析同，假設通風系統初始工作在VBS正常運行模式。當惰性氣體探測器發出“高”報警信號后，保守假設非安全有關的VBS新風過濾模式未被觸發投入。VBS正常模式將持續運行，直至放射性粒子探測器或碘探測器發出“高”報警信號后，VES模式被觸發使用。在VES模式下，首先使用存儲的壓縮空氣對主控室進行供氣，該過程持續72h。壓縮空氣用完后，使用輔助風機供氣。在168h后，壓縮空氣重新供給直至事故結束。

在VBS新風過濾模式分析中，當惰性氣體探測器發出“高”報警信號后，非安全有關的VBS新風過濾模式被觸發投入。VBS新風過濾系統啟動延遲時間為60s，該系統一直運行直至事故應急結束。在此模式下，新風經過過濾后供給到主控室。同時，主控室內循環過濾系統保持運行。

3.3 計算結果

在不同通風模式下，在不考慮(正常模式)和考慮(衰變模式)衰變鏈兩種情況下分別計算了不同的照射途徑對主控室中工作人員造成的個人有效劑量，計算結果如表1所示。從表中可以看出，在事故發生30天后，對于VBS新風模式：衰變模式下的個人有效劑量比正常模式的個人有效劑量增到了1.28倍，其中主要增加為內照射有效劑量，增到了1.64倍；對于VES模式：衰變模式下的個人有效劑量比正常模式的個人有效劑量增到了1.27倍，其中主要增加為內照射有效劑量，增到了1.30倍?？紤]衰變鏈后對內照射有效劑量的影響最大。

表1 事故條件下各種照射途徑對主控室工作人員造成的個人有效劑量Table 1 Individual effective dose of staff in main control room caused by various radioactive paths under accident condition

在兩種通風模式下，各時間段獲得的有效劑量分別如圖4和圖5所示。從計算結果可以看出，70%以上的有效劑量主要來自于2.0～8h，這期間是事故放射性釋放的高峰。

圖4 VBS新風模式下不同時間段內主控室劑量Fig.4 Control room dose of different time sections under VBS model

圖5 VES模式下不同時間段內主控室劑量Fig.5 Control room dose of different time sections under VES model

4 計算結果討論

表2所示為在不同的通風模式及計算模式下，對主控室個人有效劑量貢獻最大的前10種核素及其對有效劑量的貢獻。通過對比可以發現，衰變模式下個人有效劑量的增加主要是由于135Cs，87Rb及239Pu的貢獻。這三種核素分別是由135Xe，87Kr和239Np衰變產生的。

表2 不同通風及計算模式下對主控室劑量貢獻最大的前10種核素Table 2 Top 10 Nuclides with the Most Contribution to Effective Dose in Control Room Under Different Calculation Mode

注：① 粒子碘；② 有機碘；③ 元素碘。

5 結論

基于一般性的主控室模型，分別在考慮和不考慮衰變鏈的情況下建立了主控室內核素平衡方程，求解了核素積分活度濃度，進一步得到了主控室內有效劑量。在此基礎上開發了主控室可居留性劑量評價程序CROSS?；赗G1.183中規定的LOCA事故源項，使用CROSS程序在正常模式和衰變模式下計算了VBS新風模式及VES通風模式下，30天后主控室內人員的外照射劑量、內照射劑量及甲狀腺劑量。計算結果表明，考慮衰變鏈后，對于VBS新風模式：個人有效劑量增到了1.28倍，其中主要增加為內照射有效劑量，增到了1.64倍；對于VES模式：個人有效劑量增到了1.27倍，其中主要增加為內照射有效劑量，增到了1.30倍。結果分析表明，考慮衰變鏈后，由于135Xe，87Kr和239Np衰變分別產生的135Cs，87Rb及239Pu是有效劑量及內照射劑量增加的主要原因。在核電廠事故工況下，主控室人員劑量計算中135Xe，87Kr和239Np的衰變是必須考慮的。

[1] 國家核安全局. 核動力廠設計安全規定：HAF102-2016[S]. 北京：國家核安全局，2016.

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[3] H. Gilpin. Control room habitability system review models[R]. NUREG/CR-5659，Washington：U.S. Nuclear Regulatory Commission，1990.

[4] 上官志洪，楊忠勤. 核電站嚴重事故條件下主控室可居留性計算評價方法[C]//中國核學會學術年會會議論文，2001，武漢.

[5] 楊東，唐邵華，王建華. 核電廠事故條件下主控室可居留性劑量評價方法[J]. 核動力工程，2012，33(2)：123-126.

[6] K. Eckerman，J. Ryman. External Exposure to Radionuclides in Air，Water，and Soil：EPA-402-R-93-081[S]. Washington：U.S. Environmental Protection Agency，1993.

[7] K. Eckerman，A. Wolbarst，A. Richardson. Limiting Values of Radionuclides Intake and Air Concentration and Dose Conversion Factors for Inhalation，Submersion，and Ingestion：EPA-520/1-88-020[S]. Washington：U.S. Environmental Protection Agency，1988.

[8] 國家核安全局. 核動力廠營運單位的應急準備和應急響應：HAD 002/01-2010[S]. 北京：國家核安全局，2014.

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StudyofDecayChainInfluenceonDoseAssessmentofControlRoomUnderLOCAinNuclearPowerPlants

ZHAOChuan-qi，HUWen-chao，LIUQiao-feng，JINGJian-ping，ZHANGChun-ming

(Nuclear and Radiation Safety Center，MEP，Beijing 100082，China)

The control room is where the nuclear power plant operations are taken control under both normal and abnormal conditions. The control room habitability analysis is required by the Regulatory to guarantee operators safety. In conventional calculation models，the daughter nucleus are not considered in dose assessment. In this article，a nuclide balance differential equation is set up based on a general control room model，considering daughter nucleus. A dose assessment code CROSS is developed based on this model and used in dose assessment. In the habitability analysis，the Loss of Coolant Accident(LOCA)source from RG1.183 is used. The analysis is carried out under nonradioactive ventilation system(VBS) new wind model and the emergency habitability system(VES) model. In the analysis，two cases with or without daughter nucleus are compared. In VBS new wind model，the results show that individual effective dose raises 1.28 times and inner effective dose raised 1.64 times considering daughter nucleus against cases without daughter nucleus. In VES model，the results show that individual effective dose raises 1.27 times and inner effective dose raised 1.30 times considering daughter nucleus against cases without daughter nucleus. In dose assessment of control room under accident condition in nuclear power plants，the decay chain influence must be considered.

Main control room；Habitability；Effective dose；Decay chain

2017-10-28

CAP1400安全審評關鍵技術研究(2013ZX06002001)

趙傳奇(1988—)，男，山東平邑人，工程師，博士，現主要從事輻射防護相關工作

TL732

A

0258-0918(2017)06-0948-07