0.   引　言

从核电厂反应堆卸出的乏燃料组件在乏燃料水池中冷却和衰变一段时间后，就需要装载到乏燃料容器中进行外运，为后续换料循环腾出贮存空间。国内目前除台山核电厂外，其他核电机组均采用“容器浸没法”进行乏燃料组件的装载，即先用吊车将空的乏燃料容器吊装到装载井中并充水浸没，再进行乏燃料组件的水下装载，然后将满载的乏燃料容器吊装至准备井进行外运前的清洗密封等准备操作，最后通过燃料操作大厅吊往停在地面的乏燃料运输车进行外运。

为降低容器吊车失效导致的载荷跌落风险，吊车起升机构设计需满足单一故障保护准则^[1]。然而根据美国核电厂三十余年的运行经验反馈，人因失误是导致核电厂吊装跌落事故的主导因素^[2]，而这是无法完全消除的风险。因此，即使吊车满足单一故障保护准则，也难以保证乏燃料容器绝对不会发生跌落。

程刚等人分析了乏燃料容器跌落事故工况下燃料厂房的结构完整性影响^[3]，刘广东等人分析论证了乏燃料容器在9 m高度内发生跌落的结构完整性^[4]。但是对于一旦容器跌落高度超过9 m，且乏燃料容器完整性被破坏，其可能导致的放射性后果此前国内缺少相关研究，也没有对潜在事故开展缓解应对措施的研究。为了进一步提高核电厂的运行安全水平，本文基于国内主流的在役二代改进型核电厂和在建三代“华龙一号”核电厂的乏燃料外运工艺设计，对乏燃料容器跌落后果开展分析，并研究提出降低容器跌落后放射性物质超限释放风险的改进措施。

1.   乏燃料容器跌落事故后果分析

国内典型核电机组乏燃料外运过程中的乏燃料容器吊装路径如图1所示。

图  1  “容器浸没法”乏燃料外运

Figure  1.  "Cask Immersion" Method to Deliver Spent Fuel

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为了应对乏燃料容器厂外运输时潜在的碰撞和跌落事故，乏燃料容器产品均经过9 m跌落试验鉴定。试验时模拟了乏燃料容器厂外运输状态，在容器两端安装了专用减震器，如图2所示。

图  2  乏燃料运输容器货包

Figure  2.  Spent Fuel Transport Cask Package

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因为减震器的尺寸较大，在容器进入燃料厂房之前，需要先将两端的减震器拆除，而燃料操作大厅与地面之间的最大吊装高度超过9 m，如果在吊装过程中的高点发生容器跌落，难以保证其包容边界的完整性，可能发生碘、氙、铯等挥发性核素的扩散释放。

乏燃料一般在水池中贮存至少5 a后才会进行外运，此时燃料组件中短衰变周期的放射性碘和氙等核素的活度已降到很低的水平，即使发生运输容器跌落和破损，也可忽略其放射性释放量。而其中长衰变周期的铯元素对有效剂量的贡献达99%以上，气态的铯易溶于水，因此发生跌落事故的放射性后果与容器跌落位置密切相关。

（1）如果满载的乏燃料容器在装载井上方发生跌落，容器将浸没在装载井的水中，此时放射性物质基本可被水滞留，不会直接释放到厂房和环境大气中。

（2）如果满载的乏燃料容器在准备井上方发生跌落，此时乏燃料容器的外盖没有完全紧固密封，而且容器不带减震器，因此难以保证其跌落时的完整性。准备井中没有可以浸没乏燃料容器的水，因此放射性气体物质可释放到燃料厂房空气中。当大量放射性核素释放到厂房内时，将会触发厂房放射性高信号，可以在很短时间内实现正常通风系统向事故通风系统的切换，对燃料厂房空气进行隔离过滤。

（3）如果满载的乏燃料容器在吊装口上方发生跌落，此时吊装高度远高于9 m，且容器未带减震器，发生跌落很可能导致容器完整性被破坏。此时燃料厂房大门处于开启状态，容器中的放射性气体将直接释放到环境大气中。

下面对乏燃料容器跌落事故后放射性后果计算的假设进行保守度分析，并针对事故通风系统的启动时间进行敏感性分析。

（1）破损燃料组件的数量

单台乏燃料容器的装载量一般在21~32组乏燃料组件之间，每组乏燃料组件均被装载在独立的贮存套筒内，发生跌落时贮存套筒薄壁（厚度一般为2 mm左右）的变形可为其提供一定的缓冲保护，所有燃料组件均发生破损的可能性很低。鉴于目前国内外均未开展过类似试验，计算中保守假设一旦容器发生跌落，其装载的所有乏燃料组件均会发生包壳破损，且按照最大装载量32组乏燃料组件考虑。

（2）包壳间隙内放射性核素份额

燃料组件发生破损后，包壳内释放的放射性核素份额是源项计算的重要输入。参考RG1.183^[5]，可保守假设燃料包壳与芯块间隙中铯的份额为12%；根据NUREG-1465^[6]，对于装载外运前已经在乏燃料水池内经过了长期冷却的乏燃料组件，不会导致芯块中裂变产物的释放，燃料破损导致的包壳间隙中铯的释放份额约为3%；另外，根据EUR-14179^[7]中给出的方法，可以计算出包壳与芯块间隙中铯的份额为2%。因此，计算得到的放射性核素源项可以降低到保守假设值的1/6。

（3）裂变产物从包壳向燃料厂房的释放

乏燃料容器发生跌落破损后，根据文献[8]可知，转运容器在发生强烈撞击时，在预期可能发生的最恶劣工况下会产生小的破口或细小的裂纹，而不会在本体或端盖上产生较大破口。考虑容器产生小的破口或裂纹时，由于核素在容器内部表面及释放通道的沉积和滞留作用，包壳间隙中的裂变产物不会全部释放到燃料厂房空气中，假设从破损燃料释放到厂房内的碘和铯分别为积存量的4.5×10⁻³和2.0×10^−3[8]。

裂变产物从容器向燃料厂房大气的释放过程中，也会发生部分核素的自然沉降，本文保守不考虑核素沉降效应。

（4）事故通风系统的切换时间

目前分析中一般保守假设事故后30 min通风系统由正常通风列切换到事故通风列。实际上，当大量放射性核素释放到厂房内时，很快会触发厂房放射性高信号，可以在更短时间内实现正常通风系统向事故通风系统的切换，甚至可以在需要吊装容器时预防性启动事故通风系统，从而减少响应时间。

针对上述包壳间隙份额、裂变产物向厂房释放份额、切换到事故通风系统时间分别进行组合，对4种典型假设工况的最大剂量值计算结果见表1。工况1：包壳间隙份额12%，事故后30 min切换到事故通风系统；工况2：包壳间隙份额3%，事故后30 min切换到事故通风系统；工况3：包壳间隙份额3%，事故后5 min切换到事故通风系统；工况4：包壳间隙份额3%，假设包壳间隙中裂变产物只有50%释放到燃料厂房大气中，事故后5 min切换到事故通风系统。

表  1  不同计算假设下的最大剂量值

Table  1.  Maximum Dose for Different Calculation Assumptions

剂量	工况1	工况2	工况3	工况4	限值
有效剂量/Sv	12.7	3.16	0.65	0.33	0.1
甲状腺当量剂量/Sv	3.3	0.83	0.17	0.09	1.0

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由表1可知，即使是在保守度最低的工况4下，有效剂量仍超出了GB 6249-2011的限值数倍^[9]。而基于目前的试验基础和运行实践，难以进一步去除计算中假设条件的保守度。

2.   改进措施

为了进一步降低乏燃料容器跌落风险和后果，从设计的角度应重点考虑尽量保证乏燃料容器的完整性，并采取措施缓解容器完整性失效后放射性物质的挥发扩散。经研究主要有以下设计改进方向。

2.1   降低容器吊装高度

目前国内核电厂需要进行乏燃料容器吊装的原因是采用了“容器浸没法”。如果要根本消除容器高空吊装，可采取类似台山核电厂的“贯穿对接法”，即乏燃料容器直接与装载井底部卸料通道贯穿件对接，进行乏燃料的装载，从根本上消除乏燃料容器吊装需求，如图3所示。

图  3  “贯穿对接法”方案示意图

Figure  3.  Loading Spent Fuel through Specific Penetration System　　　　　

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但是因为装载井与乏燃料水池通过水闸门连接，若其底部存在开孔，不利于维持乏燃料水池边界的完整性。该设计方案在消除乏燃料外运过程中容器跌落风险的同时，增加了乏燃料水池泄漏的风险，并不能显著降低核电厂的整体风险水平。

在不能取消吊装操作的情况下，则只能尽量降低容器吊装过程中的潜在最大跌落高度，如可以考虑调整容器的吊装路径，采取“台阶式”吊运方案，将超出跌落鉴定高度的吊装高度分步完成，如在准备井和吊装口之间增设闸门，满载的乏燃料容器完成外运准备后，可直接从准备井平移到吊装口，无需经过燃料操作大厅地面，如图4所示。

图  4  乏燃料容器“台阶式”吊运

Figure  4.  "Step" Lifting of Spent Fuel Cask

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但是对于厂房土建结构已经固化的在役和在建核电厂，上述改进措施不具备可行性。

2.2   提高乏燃料容器抗跌落冲击能力

为了提高乏燃料容器的抗跌落冲击能力，一方面可以提高乏燃料容器筒体自身的跌落完整性，但是这样会对容器的结构、尺寸、材料等提出一系列复杂严苛的要求。另一方面应尽早完成乏燃料容器的紧固密封，如在容器吊出装载井之前完成紧固密封等工艺操作。另外，可考虑在吊装路径上设置专门的减震层，相当于将原来容器减震器的作用赋予地面减震层，从而减小容器吊装跌落后的冲击。

对于已建成的机组，厂房结构实体难以进行改造，可以设置移动式减震层，在需要时才将减震层放置到吊装路径下方，非必要时可以进行撤除，如图5所示。对于新建机组，可以将减震层直接铺设在吊装路径下方的地面，即设置固定式减震层，其中吸能减震材料可选用加气混凝土、泡沫铝、木材等^[10]。

图  5  移动式减震层

Figure  5.  Movable Shock Absorption Layer

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2.3   缓解放射性物质的对外释放

乏燃料容器发生跌落后，要缓解放射性物质的对外释放，关键是要增强对铯的滞留。鉴于铯易溶于水，因此在具备条件的情况下，可考虑对容器吊装路径下方的装载井和准备井进行充水，保证容器跌落后可以被完全浸没，这样即使燃料包壳和容器筒体的完整性不能保证，也可有效减少铯向厂房空气的释放。

而对于无法进行充水的吊装口，可考虑在容器吊装时关闭燃料厂房的大门，避免燃料厂房空气与环境直接连通。同时，厂房内应设置放射性监测报警系统，一旦燃料厂房剂量水平超出预设值，则可以立即触发厂房空气的隔离和过滤。甚至可以在开始乏燃料容器的吊装之前，提前开启燃料厂房的事故通风系统，减少潜在事故的应急响应时间。

根据各在役和在建核电厂实际情况，可采取针对性的措施或多种措施的组合，如表2所示。

表  2  不同状态项目的推荐改进措施

Table  2.  Recommended Improvements for Items in Different Status

改进措施		已固化核电项目	尚未开建项目
降低容器吊装高度	取消容器吊装		√
	降低池井整体标高		√
	“台阶式”吊运		√
提高抗跌落冲击能力	提高乏燃料容器筒体抗跌落能力	√	√
	装载井内完成容器密封		√
	移动式减震层	√
	固定式减震层		√
缓解放射性物质的对外释放	临时充排水	√
	固定充排水管线		√
	关闭厂房大门	√	√
	提前开启事故通风系统	√	√

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3.   改进效果评估

如果能通过上述改进措施，如降低容器吊装高度甚至取消吊装、提高乏燃料容器抗跌落冲击能力，从而保证发生乏燃料容器跌落事故后容器包容边界的完整性，则可消除放射性物质超限释放的风险。

对于部分在役和在建核电机组，厂房土建结构已经固化难以修改的，只能采取措施缓解乏燃料容器跌落事故发生后放射性物质的对外释放，如对潜在跌落位置进行充水，加强放射性物质的滞留。

对于上述改进措施均不可行的机组，可在开始容器吊装前提前启动事故通风列，维持燃料厂房负压，并取挥发性核素铯的包壳间隙释放份额为3%，保守不考虑裂变产物在容器内滞留及大气沉降效应，经计算非居住区边界2 h内有效剂量最大值为8.76×10⁻³ Sv，甲状腺当量剂量最大值为2.28×10⁻³ Sv，均满足GB 6249-2011对极限事故的验收准则，且有较大裕量。

4.   结　论

本文对核电厂乏燃料容器吊装过程中可能发生的跌落事故进行了放射性后果分析计算，并针对如何保证乏燃料容器跌落后的完整性或实现容器完整性破损后放射性物质的包容提出了一系列改进措施和效果评估，根据分析结果得出：

（1）目前采用的乏燃料厂外运输容器如果在核电厂燃料厂房内吊装时发生跌落，其密封边界包容性难以保证，经保守分析计算，事故可能导致放射性物质的超限释放。

（2）对于在役和在建核电机组，可以采取如通过“台阶式”吊运降低吊装高度、装设减震层提高乏燃料容器抗跌落能力等针对性措施来降低乏燃料容器跌落破损风险。

（3）如果发生容器跌落破损，可采取如关闭燃料厂房大门、预启动事故通风系统等措施来加强放射性物质滞留，防止向环境大气中超限值的放射性释放。