核能作为公认的清洁、高效新能源，其具有的潜在放射性危险也越来越引起公众关注。随着我国核电事业的高速发展，核反应堆安全分析及验证都是各核电站建设及运行的必要程序^[1]。

冷却剂丧失事故，即失水事故(LOCA，Loss of Coolant Accident)，是指核反应堆一回路压力边界发生破裂而导致冷却剂泄漏的事故^[2]，按照破口尺寸一般将该事故分为中小破口失水事故及大破口失水事故^[3]，LOCA事故可对反应堆安全运行造成极其严重的后果，甚至对安全壳造成破坏，导致放射性物质外泄威胁公众健康。核电站对LOCA采用了冗余监测方法，即同时设置堆外核测通道(RPN)^[4-5]和安全壳内γ辐射剂量率监测通道(KRT 022/023)，以便快速判断事故的大小和发展趋势、为有关部门处理事故、控制安全壳内辐射水平和防止放射性物质大量向环境释放提供依据。

本工作根据国内某核电站安全分析报告^[6]及LOCA事故应急演习的实际情况，通过MCNP程序^[7]计算事故期间安全壳内放射性剂量率情况来推导冷却剂丧失事故序列。

1 LOCA事故应急演习情况

本次LOCA事故应急演习情景为:国内典型堆型核电站反应堆安全壳内的一回路发生小破口失水事故，并在一定时间内演变为大破口失水事故，在执行核电站严重事故管理导则^[8]后，事故状态得以缓解。

1.1 事故期间安全壳内γ辐射剂量率监测通道(KRT 022/023)

用于事故期间或事故后安全壳内γ辐射剂量率监测通道(KRT 022/023)的辐射探测设备为高量程γ辐射电离室探测器(量程为1 mGy/h至1 × 10⁶Gy/h)，该设备安置于安全壳内换料平台上方蒸汽发生器之间的壁上，具有声光报警功能^[9]。

1.2 LOCA事故应急演习经过

① 事故发生前，1号机组反应堆处于0功率状态; ②1号机组反应堆一回路发生小破口失水事故，安全壳内剂量率上升，持续时间约5 h，5 h末1 KRT 022/023通道的读数为24 mGy/h; ③1号机组安全壳内的一回路小破口失水事故演变为大破口失水事故，一回路压力下降，安全壳内剂量率继续上升，大破口失水事故后约20 min 1 KRT 022/023通道的读数为33 mGy/h; ④大破口失水事故持续时间约3h，堆芯冷却剂温度上升至650℃，3 h末1 KRT 022/023通道的读数为210 mGy/h; ⑤执行核电站严重事故管理导则，机组状态得以缓解，堆芯冷却剂温度持续下降，各参数得以控制。堆芯冷却剂温度小于177℃，退出执行核电站严重事故管理导则; ⑥1号机组安全壳内LOCA事故处理情况稳定，安全壳完整性恢复。

2 LOCA事故序列假设与计算 2.1 计算方法

设t时间内放射性核素i向安全壳内的释放速率为V_ji(Bq/min)，则在第1分钟安全壳内放射性核素活度C_1i(Bq)为:

(1)

第2分钟安全壳内放射性活度C_2i (Bq)由2部分组成:第1分钟累积的放射性核素经过1分钟衰变后的残留值以及第2分钟内放射性核素由于泄漏进入安全壳内的新增加值，则在第2分钟安全壳内的放射性核素活度C_2i(Bq)为:

(2)

第3分钟安全壳内的放射性活度C_3i(Bq)由2部分组成:第2分钟累积的放射性核素经过1分钟衰变后的残留值以及第3分钟内放射性核素由于泄漏进入安全壳内的新增加值，则在第3分钟安全壳内的放射性核素活度C_3i(Bq)为:

(3)

同理类推，第N分钟安全壳内的放射性核素活度C_Ni(Bq)为:

(4)

其中，

(5)

V_i(t/min)为一回路冷却剂破口泄漏速率，C₀(Bq/t)为单位质量一回路冷却剂的比活度，P_i为燃料元件破损率，P_j为一回路冷却剂中各放射性核素的份额。

由以上可以得出，第N分钟安全壳内的放射性比活度C_N(Bq/t)为:

(6)

其中，V_s为安全壳容积。

则第N分钟安全壳内的剂量率为

(7)

2.2 事故序列及燃料破损率的假设

根据LOCA事故应急演习经过，对事故发生序列进行假设: ①一回路发生小破口失水事故初期(0时刻)，小破口失水事故一回路冷却剂泄漏速率恒定为100 t/h，燃料元件发生一定程度破损，其破损率为1%，在0 ~ 1 h内，燃料元件破损率保持不变; ②小破口失水事故持续进行5 h。由于冷却剂的逐渐缺失，燃料元件破损比例每小时累加0.5%，则到5h末，燃料元件破损率为3%; ③由于冷却剂的缺失，5 h后，一回路由小破口失水事故发展为大破口失水事故，大破口失水事故一回路冷却剂泄漏速率恒定为200 t/h; ④6h初，燃料元件破损率为5%，6 ~ 7 h，大破口失水事故仍在继续，此时燃料元件破损率由5%上升至10%; ⑤7 ~ 8 h，大破口失水事故仍在继续，此时燃料元件破损率由10%上升至20%，堆芯温度持续上升; ⑥根据严重事故管理导则(SAMG)，执行冷却剂注入、冷却剂系统卸压等处理导则，状况得以缓解，各参数得以控制，安全壳内破口失水事故处理情况稳定。

2.3 计算参数假定

实际工程中破口失水事故发生后，冷却剂中放射性核素的释放情况非常复杂，很难准确评估，为了便于研究，此次计算对边界条件进行了相应的假设: ①以1 min为时间间隔计算安全壳内放射性核素活度，每个时间间隔内，放射性核素波以浪形式释放到安全壳，且在该时间间隔内，放射性核素不发生衰变; ②破口发生后释放到安全壳内的放射性核素瞬时均匀扩散至安全壳内; ③主要核素为: ^85mKr、⁸⁵Kr、⁸⁷Kr、⁸⁸Kr、¹³¹I、¹³²I、¹³³I、¹³⁴I、¹³⁵I、^133mXe、¹³³Xe、¹³⁷Xe、¹³⁸Xe; ④不考虑放射性核素的净化效果; ⑤为了提高抽样计算速度，对MCNP模型做了相应简化，简化模型如图 1所示。

2.4 一回路冷却剂放射性核素情况

根据核电站安全分析报告反应堆冷却剂活度谱，安全壳容积为V_s = 49400 m³，正常工况下一回路冷却剂中放射性核素比活度为7.6 × 10⁷Bq/t，燃料元件破损工况下一回路冷却剂中放射性核素比活度为1.11 × 10¹¹ Bq/t，放射性核素份额如表 1所示。

2.5 计算结果

事故后安全壳内核素种类较多，由于不同核素衰变发出的γ射线能量不同，导致不同核素对空气造成的吸收剂量率也不同。为此采用MCNP计算程序对主要核素归一化吸收剂量计算，计算结果如表 2所示。

将归一化计算结果与计算方法相结合，得出事故后不同时间剂量率情况。同时在演习过程中选取了几个典型时间点进行剂量测量(如图 2所示)。图 2结果表明在典型点上测量值与计算值较吻合。说明该计算方法可用于LOCA事故影响评估。

3 结论与展望

本次工作根据国内某核电站安全分析报告及LOCA事故应急演习的实际情况，假设事故序列及燃料破损率情况，利用MCNP程序对安全壳内的放射性核素比活度和辐射剂量率，依据本次计算结果(图 2所示)，在一回路小破口失水事故末期，1KRT 022/023通道探测器的理论计算读数为23.4 mGy/h，与23 mGy/h的实际读数吻合较好; 演变为大破口失水事故后约20 min，1KRT 022/023通道探测器的理论计算读数为33.6 mGy/h，与33 mGy/h的实际读数吻合较好; 在一回路大破口失水事故末期，1KRT 022/023探测器的理论计算读数为207 mGy/h，与210 mGy/h的实际读数吻合较好; 证明该计算方法可以用于类似事故工况下安全壳内剂量率的估算。

由于计算时假设破口的发生后安全壳内的放射性核素瞬时均匀扩散至安全壳内。该种假设方式与实际情况有一定差别，可能是造成计算结果与探测装置的实际读数出现误差的主要原因，所以如需要精确计算，需要在后续工作中进一步分析失水事故中放射性核素在安全壳内的分布情况。