Research on PSA Event Tree of Excessive Radioactive Release Risk for Aqueous Homogeneous Reactor
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摘要: 溶液型医用同位素试验堆（简称溶液堆）的设计特点和安全特性与传统固体燃料压水堆存在显著差异，概率安全分析（PSA）的目的和范围也不相同，尤其是事件树分析。本文以溶液堆为研究对象，分析了其燃料形态、安全屏障及缓解系统等与传统压水堆的差异，确定了以过量放射性释放为分析目的的内部事件PSA需要考虑的放射性释放途径、包容边界以及主要的事故类型，建立了典型事故类的过量放射性释放通用事件树，可为该类型反应堆放射性释放风险PSA的开展和进一步的风险定量化提供指导。
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关键词:
- 溶液型医用同位素试验堆（简称溶液堆） /
- 概率安全分析（PSA） /
- 内部事件PSA /
- 事件树 /
- 过量放射性释放
Abstract: The design characteristics and safety features of aqueous homogeneous prototype medical isotope research reactor (AHR) are significantly different from those of traditional solid fuel pressurized water reactor, thus the purpose and range of probabilistic safety analysis (PSA) of these two kind of reactors, especially the event tree analysis are also different. Taking the AHR as the research object, the differences between its fuel form, safety barrier and mitigation system and that of the traditional PWR are analyzed. The radioactive release path, containment boundary and the main accident types that should be considered in the internal event PSA for the purpose of analysis of excessive radioactive release are determined, and the universal excessive radioactive release event trees of typical accident categories are constructed. The study can provide guidance for the PSA and further risk quantification of radioactive release risk of this type of reactor. -
图 2 溶液堆过量放射性释放途径
Figure 2. Excessive Radioactive Release Pathway for Aqueous Homogeneous Reactor
图 3 非破裂类事件过量放射性释放事件树
Figure 3. Excessive Radioactive Release Event Tree of Non-rupture Event
图 4 破裂类事件过量放射性释放事件树
Figure 4. Excessive Radioactive Release Event Tree of Rupture Event
表 1 传统固体燃料压水堆和溶液堆安全特性对比
Table 1. Comparison of Safety Features between PWR and AHR
安全特性 传统固体燃料压水堆 溶液堆 差异 安全功能 安全特征 反应性控制 停堆方式 控制棒（毒物）、应急注硼 紧急排料（几何次临界）、控制棒 停堆方式不同 余热排出 余热排出方式 余热排出系统 反应堆水池自然散热 余热排出固有安全性高 放射性包容 燃料屏障 固体燃料棒堆芯装载于压力容器内 液体燃料溶液装载于反应堆容器内 缺少燃料芯体及包壳屏障 一次边界屏障及破口影响 主要为水边界，破口需要维持冷却剂装量，避免堆芯熔毁 存在水边界和气边界，破口后导致放射性直接进入包容体（二次边界） 破口导致裂变产物等放射性核素直接释放到二次边界 设计/运行压力比值
~1.15（17.2/15 MPa）设计/运行压力比值为6~18 运行压力温度低，边界破裂可能性降低，反应堆容器及气回路承压裕量大 反应堆运行平均温度~310℃ 反应堆运行平均温度≤80℃ 安全壳/
包容体安全壳，承受破口后的大幅升温升压，包容放射性 二次边界包容厂房，破口后升温升压
较小，主要为包容放射性二次边界主要专注放射性包容 特殊安全问题 氢气安全 失水事故（LOCA）期间锆水反应产氢气 正常运行期间堆芯辐照产生氢气和氧气，反应堆运行和事故期间均需考虑氢气安全 需要考虑氢气燃爆风险 
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表 2 溶液堆的运行剖面和设计特性
Table 2. Mission Profile and Design Features of AHR
阶段 状态 放射性相关主要设备 时长/h 时长占比/% P1 反应堆启停及功率运行 反应堆容器及气回路 48 66.67 P2 反应堆溶液冷却 反应堆容器 6 8.33 P3 同位素提取 暂存罐1及同位素提取生产系统 6 8.33 P4 取样及配料 暂存罐2及燃料溶液转移和暂存系统 12 16.67
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表 3 溶液堆放射性物质包容屏障
Table 3. Containment Barrier for Radioactive Material of AHR
屏障层次 实体屏障 屏障范围 放射性物质形态 第1道 一次边界 反应堆容器；气体复合系统边界；燃料输送管边界 燃料溶液、放射性气体、放射性气溶胶 第2道 二次边界 堆顶小室；二次边界包容厂房 事故下通过二次边界的放射性气体或气溶胶
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表 4 溶液堆过量放射性释放分类
Table 4. Classification of Excessive Radioactive Release from AHR
编码 释放模式 放射性物质类型 分类描述 OK 无 无 事故类未造成过量放射性位置释放
（厂址边界处的辐照剂量超过10 mSv）ER-L 一次边界高压泄漏释放 气回路放射性气体或气溶胶 非破裂类事故发生，事故后气回路内发生随机氢气燃爆，造成气回路气体泄漏增加，放射性气体释放到二次边界，通风系统隔离失效造成过量放射性释放 ER-D 二次边界内氢气燃爆后释放 气回路放射性气体或气溶胶 非破裂类事故发生，反应堆停堆失败，且气回路丧失循环流量，氢气燃爆导致一次边界、二次边界失效 破裂类事故发生，反应堆停堆失败，通过破口释放到二次边界的氢气发生燃爆，导致二次边界失效 ER-G 一次边界破裂释放 气回路放射性气体或气溶胶 破裂类事故发生，事故后气回路放射性气体或气溶胶释放到二次边界，厂房通风系统隔离失效造成过量放射性释放 ER-F 液体燃料挥发释放 燃料溶液通过挥发释放的放射性气体或气溶胶 燃料输送管破裂事故发生，事故后燃料溶液泄漏到设备间，燃料溶液挥发产生的放射性气体或气溶胶释放到设备间，通风系统隔离失效造成过量放射性释放
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表 5 溶液堆安全功能与缓解系统
Table 5. Safety Function and Mitigation System of AHR
安全功能 缓解措施 主要系统或设备 反应性控制，执行紧急停堆功能 自动停堆（紧急排料）
自动停堆（多样化停堆）反应堆保护系统、多样化停堆系统、紧急排料系统 事故工况下，执行反应堆余热排出功能 堆池水自然对流散热 反应堆水池 事故工况下，降低反应堆及气回路内的氢氧浓度，防止发生氢气燃爆，消除氢风险对反应堆及气回路完整性的威胁 对反应堆容器及气回路
进行氮气吹扫气体复合系统、氮气吹扫系统 隔离二次边界，阻止放射性物质的释放 关闭通风系统送风/排风隔离阀 通风系统
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表 6 始发事件列表
Table 6. List of Initiating Events
始发事件
类编码始发事件
分类子始发事件
编码子始发事件描述 A 非破裂
类事故A1 正常电源丧失 A2 过量反应性引入 A3 反应堆排热能力降低 A4 反应堆燃料溶液浓度异常 A5 反应堆燃料溶液温度压力波动 A6 气体复合系统冷却功能丧失 A7 气体复合系统失去流量 A8 反应堆保护系统误启动 A9 多样化停堆系统误启动 A10 功率控制失效 A11 意外放热化学反应 B 破裂类事故 B1 气回路边界管道发生破裂 B2 紧急排料管线破裂 B3 燃料溶液输送管破裂
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表 7 溶液堆非破裂类事故过量放射性释放序列分析
Table 7. Excessive Radioactive Release Sequence Analysis for Non-rupture Event of AHR
终态编码 终态描述 序列编号 序列特性描述 OK 无过量放射性核素释放 1 反应堆保护系统停堆成功，且气回路保持循环流量 2 反应堆保护系统停堆成功，气回路丧失循环流量，气回路氮气吹扫成功 3 反应堆保护系统停堆成功，气回路丧失循环流量，气回路氮气吹扫失败，气回路未发生氢气燃爆或燃爆未导致超压 4 反应堆保护系统停堆成功，气回路丧失循环流量，气回路氮气吹扫失败，气回路发生氢气燃爆且导致超压，通风系统隔离阀关闭成功 6 反应堆保护系统停堆失败，多样化保护系统停堆成功，且气回路保持循环流量 7 反应堆保护系统停堆失败，多样化保护系统停堆成功，气回路丧失循环流量，气回路氮气吹扫成功 8 反应堆保护系统停堆失败，多样化保护系统停堆成功，气回路丧失循环流量，气回路氮气吹扫失败，气回路未发生氢气燃爆或燃爆未导致超压 9 反应堆保护系统停堆失败，多样化保护系统停堆成功，气回路丧失循环流量，气回路氮气吹扫失败，气回路发生氢气燃爆且导致超压，通风系统隔离阀关闭成功 11 反应堆保护系统停堆失败，多样化保护系统停堆失败，且气回路保持循环流量 ER-L 一次边界高压泄漏释放 5 反应堆保护系统停堆成功，气回路丧失循环流量，气回路氮气吹扫失败，气回路发生氢气燃爆且导致超压，通风系统隔离阀关闭失败 10 反应堆保护系统停堆失败，多样化保护系统停堆成功，气回路丧失循环流量，气回路氮气吹扫失败，气回路发生氢气燃爆且导致超压，通风系统隔离阀关闭失败 ER-D 二次边界内氢气燃爆后释放 12 反应堆保护系统和多样化保护系统停堆失败，气回路丧失循环流量
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表 8 溶液堆破裂类事故过量放射性释放序列分析
Table 8. Excessive Radioactive Release Sequence Analysis for Rupture Event of AHR
终态编码 终态描述 序列编号 序列特性描述 OK 无过量放射性核素释放 1 一次边界破裂发生，气体管道破裂，反应堆保护系统停堆成功，通风系统隔离阀关闭成功 4 一次边界破裂发生，燃料输送管破裂，通风系统隔离阀关闭成功 ER-G 一次边界气体管道破裂释放 2 一次边界破裂发生，气体管道破裂，反应堆保护系统停堆成功，通风系统隔离阀关闭失败 ER-F 一次边界液体管道破裂导致燃料挥发释放 5 一次边界破裂发生，燃料输送管破裂，通风系统隔离阀关闭失败 ER-D 二次边界内氢气燃爆后释放 3 一次边界破裂发生，气体管道破裂，反应堆保护系统停堆失败
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