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安全壳和过滤器负载评估:源项评估的重要考虑因素

时间:2023-06-24 理论教育 版权反馈
【摘要】:大多数被执行的源项评估考虑气溶胶、分子碘和有机碘的过滤。沸水堆的源项评估通常考虑池洗涤对有害物质的大量留存。总而言之,即使对于一个给定的反应堆类型,也可能需要考虑各种事故场景、过程和假设,来评估安全壳内源项和过滤器负载。因此,定义源项评估的相关边界事故场景至关重要。通过安全壳中的池洗涤或安全壳过滤排放系统洗涤来评估留存性的知识基础也相当广泛。

安全壳和过滤器负载评估:源项评估的重要考虑因素

第7章中提到,流入通风管过滤器的物质数量和性质在很大程度上取决于以下因素:

(1)反应堆类型、功率以及需要考虑的反应堆数量(当排放管道连接两个或两个以上反应堆时)。这些参数决定了悬浮在安全壳内空气中的放射性物质数量,这些放射性物质可能在过滤器排放时聚集(气溶胶质量范围在10~100 kg之间,不同大小和成分的气溶胶和气态碘碎片通常是经过过滤器的)。

(2)安全壳大小、设计压力及排放运行压力都是排放持续时间长短的决定性因素:

①一般认为,大型的安全壳排放(压水堆和加压重水反应堆)用于保持安全壳压力低于设计压力值,并减缓压力积聚,尽量延长排放时间(通常在事故发生后一天以上)。这一延迟导致安全壳内悬浮的放射性物质浓度显著减小。在一些源项敏感性研究中,尤其当安全壳过滤排放系统被动开启时,加压反应堆压力容器失效故障或者安全壳中的剧烈反应可能会导致排放更早开启。

②对于沸水堆,由于其尺寸较小,短期压力迅速上升并在一些情况下氢气发生聚集,因此比起压水堆,需要更早地进行排放。根据排放速率、持续时间以及由于湿阱排放池洗涤时的留存,较早的排放可能导致过滤器中有较多的衰变热,相比于压水堆,还可能有更多的物质产生。然而,一些源项研究认为,带有大型抑压池或者淹没反应堆腔坑的沸水堆可以高效凝结蒸汽并降低安全壳压力。在这些情况下,与压水堆相比,排放可能会延迟一天以上。

③对于后期或者长期排放,必须考虑由于反应堆冷却剂系统、墙面和水池中物质的再悬浮和再挥发过程而产生的悬浮放射性物质(尤其是由于一些剧烈反应),以及堆芯熔融物与混凝土相互作用产生的物质释放,相关调查和研究正在进行。

(3)考虑的事故场景包括对用于堆芯和安全壳冷却的安全系统的可用性或恢复度的假设,以及所采取的严重事故管理措施,这将极大地影响排放时间和排放时悬浮在安全壳中的放射性物质数量。边界条件通常假设安全冷却系统长期失效;在源项研究中,电站长时间停电是应考虑的典型情形。在源项评估中,相同的反应堆通常考虑不同的边界情形,产生不同的反应堆内的源项和排放时间(如压力容器破裂时间,氢气燃烧、安全壳直接加热和燃料与冷却剂相互作用等剧烈反应导致的压力峰值)。

(4)燃料降解情形通常选择以燃料完整的放射性释放(完全的堆芯熔化和最终的堆芯与混凝土相互作用)为界限。考虑到氧势以及堆芯中的控制棒和反应堆冷却剂对裂变产物的相关影响,可以对过滤物质的性质——气溶胶的大小和成分进行详细评估(在法国最新的评估中,除了碘之外的所有元素以及氧化钌被认为仅以气溶胶的形式存在;假定碘部分以气态形式存在,如分子碘、有机碘化物,以及在法国的最新评估中所提到的,安全壳大气辐解过程产生的碘粒子)。大多数被执行的源项评估考虑气溶胶、分子碘和有机碘的过滤。

(5)安全壳内的过程,如:

①沸水堆池的洗涤效果。对于沸水堆,湿阱排放要优先于干阱排放,以使气体通过洗涤池。干阱排放仅被作为湿阱排放不可用时的一项最终手段。沸水堆的源项评估通常考虑池洗涤对有害物质的大量留存。在严重事故规范中,通过不同验证等级的模型,来评估池洗涤留存。它们对池内流体动力学有一定程度的详细论述,但一般不详细论述化学效应。(www.xing528.com)

②法国压水堆金属预过滤器的预过滤(减少砂床过滤器处理的材料量)。

③碘与涂膜剂反应,以测定有机碘含量。形成过程取决于安全壳中使用的涂膜剂类型。

④安全壳大气中的碘辐射反应决定了悬浮物中碘氧化物颗粒的浓度。

总而言之,即使对于一个给定的反应堆类型,也可能需要考虑各种事故场景、过程和假设,来评估安全壳内源项和过滤器负载。这两者都是环境源项评估的输入。比如,对于压水堆和沸水堆,排放时间(在容器破裂后的几小时或一天以上)有很强的可变性,这导致了安全壳内源项的剧烈变化。一些国家(瑞典和比利时)假定安全壳早期排放,并进行了敏感性分析研究。因此,定义源项评估的相关边界事故场景(安全壳内热水力学和源项、排放时间和持续时间)至关重要。

此外,各国对过滤材料性质的考虑各不相同。比如,一些国家迄今进行的评估主要集中在减小气溶胶释放的全球性影响,以减小环境的长期污染(减少铯的同位素释放)。其他国家还关注减少气态碘释放,以期采取恰当的手段来保护民众,在短期内降低对民众和环境的放射性影响。

在安全壳内源项中,碘和钌的具体方案仍在制定(经合组织STEM、BIP2和THAI2方案),用于评估反应堆堆芯中燃料降解和堆芯熔化事故中反应堆冷却剂系统输运所产生的源项评估的知识基础相当宽泛。

评估因反应堆冷却剂系统(RCS)、安全壳壁和水池的再悬浮和再挥发过程以及堆芯熔融物与混凝土相互作用的释放而导致的安全壳源项延迟的知识基础并不宽泛,值得深入研究。应检查反应堆冷却剂系统和安全壳壁内的再悬浮和再挥发过程(涉及碘和钌的物质),这也是经合组织STEM、MIRE和PASSAM计划的一部分。

通过安全壳中的池洗涤或安全壳过滤排放系统洗涤来评估留存性的知识基础也相当广泛。但如果能够更彻底地评估随事故进展而演变的池内流体动力学、放射性和化学条件的影响,这一知识基础便能更完善。严重事故规范中的池洗涤模型在被用于源项评估时还应进一步验证,尤其是严重事故情况下碘的过滤效率。这个问题将被作为MIRE和PASSAM项目计划中的一部分加以审查。

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