漳州核电厂严重事故场外后果评价准则探讨

邢继; 石雪垚; 黄树明

doi:10.13832/j.jnpe.2022.06.0122

漳州核电厂严重事故场外后果评价准则探讨

doi: 10.13832/j.jnpe.2022.06.0122

中国核电工程有限公司，北京，100840

详细信息

作者简介:
邢　继（1964—），男，研究员级高级工程师，硕士，现主要从事核动力工程工作，Email：xingji@cnpe.cc

通讯作者:
石雪垚，Email：shixy@cnpe.cc

中图分类号: TL732
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出版历程
- 收稿日期: 2021-12-29
- 修回日期: 2022-09-26
- 刊出日期: 2022-12-14

Discuss on Off-site Consequence Evaluation Criteria after Severe Accident for Zhangzhou NPP

China Nuclear Power Engineering Co., Ltd., Beijing, 100840, China

摘要

摘要: 为了对“在技术上实现减轻放射性后果的场外防护行动是有限的甚至是可以取消的”这一基本目标进行量化评价，本文从简化事故后场外应急的角度，提出了严重事故后“3 km外不需要撤离、5 km外不需要隐蔽及服碘”的设计目标。结合漳州核电厂的厂址条件，推导出了一套用于漳州核电厂的严重事故后放射性后果评价准则。通过对“华龙一号”典型严重事故过程及放射性释放过程进行分析，结果表明，漳州核电厂“华龙一号”堆型满足本文提出的放射性后果评价准则，能够实现在严重事故后“3 km外不需要撤离、5 km外不需要隐蔽及服碘”的目标。
- 华龙一号 /
- 严重事故 /
- 放射性源项 /
- 简化应急
Abstract: In order to quantitatively evaluate the basic objective of “offsite protective actions that can reduce the radiological consequences technically are limited or even can be cancelled”, this paper proposes the design objective of “no evacuation is required beyond 3 km, no concealment and iodine taking are required beyond 5 km” after severe accidents from the perspective of simplifying off-site emergency after accidents. Combined with the site conditions of Zhangzhou NPP, a set of radioactive consequence evaluation criteria for Zhangzhou NPP are derived. Through the analysis of the typical severe accident process and radioactive release process of HPR1000, the results show that the HPR1000 reactor type of Zhangzhou NPP meets the radiological consequence evaluation criteria proposed in this paper, and can achieve the goal of “no evacuation is required beyond 3 km, no concealment and iodine taking are required beyond 5 km” after a severe accident.
- HPR1000 /
- Severe accident /
- Radioactive source term /
- Emergency simplification

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表 1 放射性核素分组

Table 1. Radionuclide Grouping

分组编号	代表性核素	核素组
1	¹³³Xe	⁸⁵Kr, ⁸⁵Kr^m, ⁸⁷Kr, ⁸⁸Kr, ¹³³Xe, ¹³⁵Xe
2	¹³¹I	¹³¹I, ¹³²I, ¹³³I, ¹³⁴I, ¹³⁵I
3	¹³⁷Cs	⁸⁶Rb, ¹³⁴Cs, ¹³⁶Cs, ¹³⁷Cs
4	¹³¹Te^m	¹²⁷Sb, ¹²⁹Sb, ¹²⁷Te, ¹²⁷Te^m, ¹²⁹Te, ¹²⁹Te^m, ¹³¹Te^m, ¹³²Te
5	⁹⁰Sr	⁸⁹Sr, ⁹⁰Sr, ⁹¹Sr, ⁹²Sr
6	¹⁰³Ru	⁵⁸Co, ⁶⁰Co, ⁹⁹Mo, ⁹⁹Tc^m, ¹⁰³Ru, ¹⁰⁵Ru, ¹⁰⁶Ru, ¹⁰⁵Rh
7	¹⁴⁰La	⁹⁰Y, ⁹¹Y, ⁹²Y, ⁹³Y, ⁹⁵Zr, ⁹⁷Zr, ⁹⁵Nb, ¹⁴⁰La, ¹⁴¹La, ¹⁴²La, ¹⁴³Pr, ¹⁴⁷Nd, ²⁴¹Am, ²⁴²Cm, ²⁴⁴Cm
8	¹⁴¹Ce	¹⁴¹Ce, ¹⁴³Ce, ¹⁴⁴Ce, ²³⁹Np, ²³⁸Pu, ²³⁹Pu, ²⁴⁰Pu, ²⁴¹Pu
9	¹⁴⁰Ba	¹³⁹Ba, ¹⁴⁰Ba

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表 2 后果评价准则1~3中转换系数推导结果

Table 2. Derivation Results of Conversion Coefficients for Consequence Evaluation Criteria 1~3

代表性核素	C_1i	C_2i	C_3,¹³¹I
¹³³Xe	4.20×10⁻⁹	1.87×10⁻⁹
¹³¹I	4.63×10⁻⁶	1.44×10⁻⁶	3.16×10⁻⁵
¹³⁷Cs	1.49×10⁻⁵	3.76×10⁻⁶
¹³¹Te^m	2.74×10⁻⁵	7.22×10⁻⁶
⁹⁰Sr	2.34×10⁻⁵	9.37×10⁻⁶
¹⁰³Ru	1.35×10⁻⁵	4.60×10⁻⁶
¹⁴⁰La	6.56×10⁻⁵	2.42×10⁻⁵
¹⁴¹Ce	9.10×10⁻⁵	3.59×10⁻⁵
¹⁴⁰Ba	2.58×10⁻⁶	3.61×10⁻⁷

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表 3 “华龙一号”严重事故后典型核素向环境的放射性释放活度

Table 3. Radioactivity of Typical Nuclides Released into Environment after Severe Accidents of HPR1000

代表性核素	放射性释放活度/TBq
	LLOCA		SBO		SLOCA
	2 d	7 d	2 d	7 d	2 d	7 d
¹³³Xe	2.97×10⁴	1.22×10⁵	2.75×10⁴	1.22×10⁵	2.82×10⁴	1.22×10⁵
¹³¹I	3.75×10¹	3.75×10¹	4.97×10¹	4.99×10¹	3.60×10¹	3.81×10¹
¹³⁷Cs	3.96×10⁰	3.99×10⁰	4.24×10⁰	4.27×10⁰	3.94×10⁰	4.00×10⁰
¹³¹Te^m	6.67×10⁰	6.67×10⁰	7.11×10⁰	7.12×10⁰	6.75×10⁰	6.80×10⁰
⁹⁰Sr	1.08×10⁻¹	1.08×10⁻¹	6.87×10⁻²	6.87×10⁻²	8.01×10⁻²	8.01×10⁻²
¹⁰³Ru	1.10×10¹	1.10×10¹	2.09×10¹	2.09×10¹	1.76×10¹	1.76×10¹
¹⁴⁰La	5.32×10⁻²	5.32×10⁻²	4.25×10⁻²	4.25×10⁻²	4.56×10⁻²	4.56×10⁻²
¹⁴¹Ce	5.65×10⁻⁴	5.65×10⁻⁴	3.84×10⁻⁴	3.84×10⁻⁴	3.98×10⁻⁴	3.98×10⁻⁴
¹⁴⁰Ba	3.19×10⁰	3.19×10⁰	4.34×10⁰	4.34×10⁰	4.70×10⁰	4.70×10⁰

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表 4 “华龙一号”严重事故场外后果评价结果

Table 4. Off-site Consequence Evaluation Results of HPR1000 Severe Accident

评价准则	限值	剂量结果
评价准则	限值	LLOCA	SBO	SLOCA
评价准则1[式（3）]	0.05 Sv	1.09×10⁻³ Sv	1.30×10⁻³ Sv	1.19×10⁻³ Sv
评价准则2[式（4）]	0.01 Sv	2.27×10⁻⁴ Sv	2.90×10⁻⁴ Sv	2.53×10⁻⁴ Sv
评价准则3[式（5）]	0.1 Gy	1.19×10⁻³ Gy	1.58×10⁻³ Gy	1.20×10⁻³ Gy
评价准则4[式（3）]	0.05 Sv	8.68×10⁻³ Sv	1.09×10⁻² Sv	9.70×10⁻³ Sv
评价准则5[式（4）]	0.01 Sv	5.54×10⁻⁴ Sv	7.23×10⁻⁴ Sv	6.24×10⁻⁴ Sv
评价准则6[式（5）]	0.1 Gy	2.91×10⁻³ Gy	3.86×10⁻³ Gy	2.95×10⁻³ Gy

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表 5 后果评价准则4~6中转换系数推导结果

Table 5. Derivation Results of Conversion Coefficients for Consequence Evaluation Criteria 4~6

代表性核素	C_4i	C_5i	C_6,¹³¹I
¹³³Xe	2.48×10⁻⁸	4.20×10⁻⁹
¹³¹I	5.89×10⁻⁵	3.83×10⁻⁶	7.74×10⁻⁵
¹³⁷Cs	1.19×10⁻⁴	8.00×10⁻⁶
¹³¹Te^m	1.91×10⁻⁴	1.63×10⁻⁵
⁹⁰Sr	2.73×10⁻⁴	2.23×10⁻⁵
¹⁰³Ru	1.43×10⁻⁴	1.24×10⁻⁵
¹⁴⁰La	7.19×10⁻⁴	6.03×10⁻⁵
¹⁴¹Ce	1.03×10⁻³	8.22×10⁻⁵
¹⁴⁰Ba	1.70×10⁻⁵	8.47×10⁻⁷

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参考文献(13)

[1]	邢继. 世界三次严重核事故始末[M]. 北京: 科学出版社, 2019: 15-30.
[2]	IAEA. The Fukushima Daiichi accident-report by the director general[Z]. Vienna: IAEA, 2015.
[3]	邢继,魏玮,刘静,等. 核电厂设计上实现实际消除论证方法研究[J]. 原子能科学技术,2022, 56(1): 1-8.
[4]	IAEA. Deterministic safety analysis for nuclear power plant: No. SSG-2 (Rev. 1) [R]. Vienna: IAEA, 2019.
[5]	IAEA. Safety of nuclear power plant: Design: No. SSR-2/1 (Rev. 1)[R]. Vienna: IAEA, 2016.
[6]	US. NRC. Safety goals for the operation of nuclear power plants: NUREG-0880[R]. Washington: NRC, 1986
[7]	EPRI. Advanced light water reactor utility requirements document, Volume III ALWR passive plant[Z]. 8th ed. Palo Alto: EPRI, 1999.
[8]	EUR. European utility requirements for LWR nuclear power plant, Rev D[Z]. EUR: Lyon, 2012.
[9]	林诚格, 史国宝, 陈耀东, 等. 对“实际消除核电厂大量放射性物质释放”的技术见解[J]. 核科学与工程, 2013, 33(4): 337-345
[10]	陈晓秋,李冰,林权益. 对AP1000核电厂简化应急计划的探讨[J]. 辐射防护,2008, 28(4): 244-249.
[11]	林继铭, 贺东钰, 崔赫辰, 等. “实际消除核电厂大量放射性物质释放”解读[C]//“从设计上实际消除核电厂大量放射性物质释放”研讨会论文集. 北京: 中国核学会, 2015.
[12]	中华人民共和国国家质量监督检验检疫总局. 电离辐射防护与辐射源安全基本标准: GB 18871—2002[S]. 北京: 中国标准出版社, 2004: 182-183.
[13]	HENRY R E, PAIK C Y, PLYS M G. MAAP4 – modular accident analysis program for LWR power plant - code structure and theory, computer code manual[R]. Burr Ridge, Illinois: Fauske & Associates Inc., 1994