池式鈉冷快堆放射性釋放風險概率安全評價事件樹分析

楊 鵬，喻 宏，胡文軍

(中國原子能科學研究院，北京 102413)

核安全的根本目標是限制放射性的釋放，保護人與環境免受放射性的危害[1]。福島核事故后，我國核安全主管部門提出了對新建核電機組從設計上實際消除大量放射性物質釋放的要求，同時明確了定量概率安全目標[2-3]。開展放射性釋放風險概率安全評價(PSA)已成為未來新建核電的必然要求。

快堆是我國“壓水堆-快堆-聚變堆”核能發展戰略的重要一環，目前我國已建成首座池式鈉冷實驗快堆，正在積極推進示范快堆的設計與建造[4]。作為第4代先進核能系統的代表堆型之一，池式鈉冷快堆在物理特性、系統設計和安全特點等方面與大規模商用壓水堆有著顯著差異，放射性釋放機制也明顯不同，國內還缺乏其放射性釋放PSA的系統研究。作為放射性釋放PSA分析的重要內容之一，事件樹方法通過系統演繹分析，可確定放射性釋放的序列及途徑，是深入開展PSA分析的基礎[5-6]。

本文以池式鈉冷快堆為研究對象，結合其設計特點與嚴重事故現象，對其放射性釋放的主要模式進行識別分析，進而構建分析池式鈉冷快堆放射性釋放PSA事件樹。

1 池式鈉冷快堆設計特征

1.1 基本設計

池式鈉冷快堆采用金屬鈉作為冷卻劑，系統通常是鈉-鈉-水的三回路設計，圖1示出典型池式鈉冷快堆示意圖[7]。

池式鈉冷快堆一回路為一體化結構布置，堆芯、泵、熱交換器等部件浸在鈉池中。在鈉池的上方通常由惰性氣體氬氣覆蓋，避免一回路鈉與空氣接觸。堆容器上方為頂蓋旋塞及泵、驅動機構、熱交換器等貫穿件。

圖1 典型池式鈉冷快堆示意圖

一回路的鈉池分為冷池和熱池兩部分，冷池中的鈉冷卻劑通過一回路泵輸送到堆芯，經堆芯加熱后進入熱池，流經中間熱交換器而循環，二回路鈉經過中間熱交換器加熱后傳送到蒸汽發生器，將熱量傳遞至三回路發電。一回路堆容器為主容器和保護容器兩層結構，當主容器發生泄漏時，能保證堆芯始終在鈉液面以下，保證一回路的鈉裝量。

1.2 安全特點

池式鈉冷快堆安全特點與壓水堆有很大不同，表1列出兩種堆型安全特點比較。

與壓水堆相比，池式鈉冷快堆的安全特性主要有3個劣勢：在池式鈉冷快堆中，由于堆芯非最大反應性布置，當堆芯幾何尺寸變得更加密集時，將會引入正的反應性，帶來超臨界的風險；在反應性反饋方面，小型鈉冷快堆較小的堆芯尺寸有利于中子泄漏，所以鈉密度減小及鈉空泡的出現都會引入負反應性，但對于大型鈉冷快堆，堆芯中部鈉空泡反應性通常為正值，因此在出現鈉空泡或失鈉時，其反應性增加，帶來了功率激增和超臨界的風險；在化學效應方面，鈉化學性質活潑，很容易和空氣及水發生劇烈的放熱化學反應，造成系統的升溫升壓。

表1 兩種堆型安全特點比較

池式鈉冷快堆的優勢則在于其一回路運行在低壓環境，堆容器承壓低，破損泄漏的概率很小，其雙層容器的設計也可確保主容器破壞情況下堆芯冷卻劑的裝量；另一方面，低壓環境和一回路鈉大于350 ℃的欠熱度，使得其不會出現壓水堆中的冷卻劑噴放現象，事故工況下全堆芯鈉沸騰可能性很小；在固有余熱排出方面，池式鈉冷快堆一回路冷卻劑裝量大，有很大的熱惰性，可借助自然循環確保堆芯的冷卻[8]。

2 放射性釋放模式分析

2.1 放射性來源與包容邊界

與水冷堆不同，池式鈉冷快堆的放射性物質主要來源于3方面：1) 堆芯燃料及裂變產物；2) 一回路鈉放射性同位素；3) 覆蓋氣體放射性同位素[9]。在鈉冷快堆運行過程中受到中子活化的影響，一回路鈉及覆蓋氣體將具有放射性。一回路鈉的活化產物為24Na和22Na，其半衰期分別為15 h和2.6 a，如不發生燃料元件破損，在反應堆運行和停堆后約1周時間內，24Na是主要的放射性來源。在覆蓋氣體中，主要的放射性來源為23Ne，是23Na與中子活化的產物，其次為氬氣被中子活化形成的41Ar。

對于上述放射性來源，池式鈉冷快堆的包容邊界主要有：1) 燃料元件包殼；2) 一回路壓力邊界；3) 安全殼系統。池式鈉冷快堆包容邊界列于表2。

在第2層包容層次中，一回路鈉凈化系統是與堆容器相連的在線凈化系統，在反應堆運行時將堆容器中的鈉引出凈化，確保一回路鈉純度，對一回路放射性鈉實現包容。

池式鈉冷快堆安全殼設計不同于壓水堆，通常為包容體的設計結構，設置了放射性包容小室來包容鈉凈化系統，通過事故通風和事故排煙等手段減少向環境的放射性排放，反應堆廠房是放射性包容的最后邊界，其設計一般為低泄漏率密封結構[10]。

表2 池式鈉冷快堆包容邊界

2.2 嚴重事故現象

1) 堆芯解體事故

堆芯解體事故(CDA)是快堆堆芯嚴重事故關注的重點，也是與壓水堆嚴重事故的顯著區別之一[11-13]。在壓水堆中，其堆芯損傷主要以堆芯熔化的形式發生，發展進程較為緩慢，時間尺度為小時量級。在鈉冷快堆中，堆芯損傷除堆芯熔化，還可能由于熔融燃料聚集引入正反應性導致堆芯解體，事故進程為秒量級[13]。

CDA源于堆芯產熱與釋熱持續的不平衡，造成不平衡的原因可能為超功率、失流、失熱阱等事故瞬態。根據事故進程，CDA通常可分為3個階段：初始階段、過渡階段和解體階段。在初始階段，由于堆芯熱量產生和排出不平衡，燃料芯塊、元件包殼和冷卻劑溫度升高，局部冷卻劑沸騰，燃料或包殼開始熔化。該階段堆芯反應性由燃料的多普勒效應、堆芯的熱膨脹效應及鈉空泡等多種現象共同決定。反應堆若在此階段實現永久性的中子學停堆，堆芯幾何將保持完整，事故發展終止；但如果沒有引入足夠的負反饋終止事故，更多堆芯燃料和包殼可能熔化，事故進入過渡階段。在過渡階段，大量組件熔穿盒壁，堆芯原始幾何遭到嚴重破壞，熔融燃料在重力和向上流動的冷卻劑共同作用下沿徑向傳播，由于冷池鈉對堆芯熔融物的冷卻，冷卻劑流道可能堵塞，堆芯熔融物開始聚集并形成一定規模的熔融池。在此階段，反應性變化主要由燃料的運動決定，如果熔融燃料聚集，將引入正反應性，導致功率激增，帶來瞬時能量釋放，堆芯解體。堆芯解體階段，由于堆芯壓力升高，壓力梯度迫使堆芯解體，堆芯燃料膨脹，解體運動降低了材料密度引入負反饋，使堆芯變為足夠次臨界的狀態，最終實現中子學停堆。

堆芯損傷的情景下，堆容器結構完整性可能受能量釋放事件或熔融物熱沖擊的挑戰。在CDA情況下，超臨界能量釋放使燃料氣化升壓，燃料冷卻劑作用也可能使鈉氣化，高溫高壓氣體向上膨脹，推動其上部的鈉團加速運動，鈉團與堆容器頂部接觸時，其將動能傳給頂蓋，壓力沖擊最終可能導致頂蓋的密封性或完整性喪失[14]。另一方面，隨事故進程的發展，堆芯熔融物如果得不到足夠冷卻，可能一直熔化并向堆容器底部跌落，堆容器下封頭受熱沖擊結構失效。

2) 鈉火事故

金屬鈉極易在空氣環境中燃燒，形成Na2O和Na2O2氣溶膠，其與空氣的反應如下：

金屬鈉還極易和水發生反應，當熱鈉與混凝土接觸時，混凝土中的水可被蒸發釋放，與鈉反應。鈉與水的反應如下：

鈉火、鈉水反應都是劇烈的放熱化學反應，其熱力學后果表現為發生鈉火房間的溫度和壓力升高，隨房間混凝土結構溫度升高，可能危及房間內的安全設備和系統及建筑結構的安全[10]。

2.3 大量放射性釋放模式

根據池式鈉冷快堆放射性來源、包容邊界及重要的嚴重事故現象，可得到其大量放射性釋放的主要模式，如圖2所示。

在堆容器位置，有兩種主要的大量放射性釋放模式：1) 由于堆芯損傷，燃料密集引起超臨界能量釋放事件，使得堆容器頂部密封失效或結構完整性喪失；2) 堆芯熔融物如果得不到足夠的冷卻，則可能熔穿堆容器下封頭，或由于一回路鈉溫度過高，熱蠕變造成容器結構失效，堆芯熔融物及一回路鈉進入堆坑。考慮到堆容器完整性喪失后，一回路鈉進入廠房大廳或堆坑會發生鈉火，以及安全殼的泄漏率，保守假設可將上述兩種模式的釋放作為大量放射性釋放處理。在一回路鈉凈化系統中，其放射性釋放的主要模式取決于包容小室安全功能的執行狀態，如果發生鈉火事故時事故探測系統失效，或正常通風未成功切換，放射性鈉氣溶膠直接排放入環境，其放射性釋放量由燃燒的一回路鈉決定。

圖2 池式鈉冷快堆大量放射性釋放模式

根據池式鈉冷快堆安全特點及放射性釋放的模式，可確定放射性釋放PSA分析終態(表3)。

3 放射性釋放PSA事件樹構建

3.1 安全系統與事故緩解措施

為構建池式鈉冷快堆放射性釋放事件樹，表4列出確保堆芯安全和緩解嚴重事故后果的主要安全系統。基于這些安全系統和嚴重事故現象，可構建堆容器和一回路鈉凈化系統兩個位置的放射性釋放PSA事件樹。

3.2 堆容器放射性釋放事件樹

根據確定的放射性模式，可構建堆容器放射性釋放事件樹，如圖3所示。

在堆容器的放射性釋放中，其發展進程主要分為兩個階段，在引起電廠擾動的始發事件發生后，電廠安全功能進行響應，主要包括停堆系統和熱排出系統，分別實現反應性控制和確保堆芯冷卻兩大功能。如果安全系統響應失敗，堆芯發生損傷，則進入堆芯響應階段，根據熔融燃料的行為，如果發生燃料密集，損傷堆芯可能造成堆容器頂部完整性喪失的能量釋放事件。如果堆容器頂部未失效，則主要關注熔融物是否能得到長時冷卻。根據堆容器放射性釋放事件樹，其造成放射性釋放的序列分析列于表5。

表3 池式鈉冷快堆放射性釋放終態分類

表4 池式鈉冷快堆主要安全系統與功能

圖3 堆容器放射性釋放事件樹

表5 堆容器放射性釋放序列分析

3.3 一回路鈉凈化系統釋放事件樹

在一回路鈉凈化系統中，通常會設置鈉泄漏和鈉火探測報警裝置，在探測到該類事故后，系統將自動關閉與堆容器連接的截止閥，防止鈉大量泄漏，并將系統的正常通風切換至事故排煙，將放射性鈉氣溶膠經事故排煙系統過濾后再排放至大氣。根據事故報警和通風系統狀態的組合，可得到鈉凈化系統放射性釋放的序列，其放射性釋放事件樹如圖4所示。

根據構建的事件樹，一回路鈉凈化系統主要包含了5個放射性釋放序列，其釋放模式分為直接排放和過濾失效釋放，放射性釋放序列分析列于表6。

圖4 鈉凈化系統放射性釋放事件樹

表6 一回路鈉凈化系統放射性釋放序列分析

4 結論

本文結合池式鈉冷快堆設計和安全特點，對其放射性來源、包容邊界及破壞包容邊界完整性的嚴重事故進行了分析，確定了池式鈉冷快堆大量放射性釋放的兩個位置，即堆容器和與之相連接的一回路鈉凈化系統。堆容器的放射性釋放主要由損傷的堆芯是否發生能量釋放事件、堆芯熔融物能否得到長時冷卻決定；一回路鈉凈化系統放射性鈉氣溶膠釋放主要由包容系統的正常通風、事故排煙能否成功切換決定。根據池式鈉冷快堆放射性釋放模式，分別對堆容器和鈉凈化系統構建了放射性釋放事件樹，并對釋放序列進行了初步分析。本文根據池式鈉冷快堆安全特點所建立的放射性釋放事件樹具有一般性，對于特定的池式鈉冷快堆，可基于本文的事件樹模型確定成功準則，通過故障樹、嚴重事故等分析實現放射性釋放序列的定量化。