0.   引　言

核反应堆的风险主要源自于各种事故中不可控的放射性核素释放^[1]，因此在反应堆设计中将大量放射性释放风险尽可能低作为重要安全目标，也是溶液型医用同位素试验堆（简称溶液堆）设计的重要问题之一，需要通过概率安全分析（PSA）技术来论证。事件序列及事件树分析是PSA的核心，而溶液堆在燃料形态、事故进程、缓解措施及事故后果等方面与传统固体燃料压水堆有很大差异，因此，对溶液堆放射性物质释放的PSA中的事件树方法进行研究，确定事件树结构及放射性释放场景、序列及后果，是最终PSA定量化分析的重要基础。

本文以溶液堆为研究对象，结合溶液堆的设计安全特性，研究其放射性释放源项的释放路径，识别防止过量放射性释放的方式及系统，最终建立能够进行溶液堆内部事件PSA的过量放射性释放PSA事件树。

1.   溶液堆安全设计特性

1.1   溶液堆设计

溶液堆是以一种液体燃料溶液为核燃料的均匀型反应堆，采用低浓缩铀转换的硝酸铀酰溶液作为反应堆燃料。反应堆主要用于生产⁹⁹Mo、¹³¹I等医用同位素，运行功率约200 kW，属于一种新型非动力型反应堆。

溶液堆回路如图1所示，溶液堆正常运行期间堆内的液态水由于辐照分解产生氢气和氧气，需要通过与反应堆容器相连接的气体复合系统进行处理，在氢氧复合器的作用下氢氧复合为水蒸气，复合后的高温气体通过喷射泵与喷射冷却水进行热交换，蒸汽冷凝后的剩余蒸汽及不可凝气体进入冷却水箱进行水洗，溢出的气体通过冷却水箱出口管道回到反应堆容器内继续进行循环。气体复合系统循环泵为气体复合系统提供循环动力。

图  1  溶液堆回路示意图

Figure  1.  Schematic Diagram of Aqueous Homogeneous Reactor Loop

下载: 全尺寸图片 幻灯片

反应堆运行期间产生的热量由一次冷却水系统的冷却水经过反应堆容器内的冷却盘管与燃料溶液换热，进而带走反应堆内的热量。反应堆停堆后的余热可以由反应堆水池带走。

1.2   安全设计特性

溶液堆的安全特性与传统固体燃料压水堆存在明显差异，两种反应堆安全设计特性对比见表1。

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

下载: 导出CSV 

| 显示表格

与传统固体燃料压水堆相比，溶液堆的燃料为硝酸铀酰溶液，缺少固体燃料棒的燃料包壳屏障，因此溶液堆的第一道物理屏障就是反应堆容器及与之相连的气体复合系统回路（简称气回路）边界。溶液堆在正常运行时反应堆内由于辐照导致水分解为氢气和氧气，需要考虑氢气燃爆风险，运行前使用氮气将空气置换后，将气回路氢气浓度稳定在较低水平并持续通过气体复合系统中的催化复合器复合，消除气回路中的氢气和氧气，事故后也同样需要考虑回路中的氢气燃爆风险。

相比压水堆通过控制棒和应急注硼的停堆方式，溶液堆通过紧急排料方式迅速降低反应性，反应堆内燃料溶液中²³⁵U质量小于临界质量后，可确保反应堆停堆，另外反应堆内设置的控制棒也可以实现反应堆停堆。另外，正常运行时与反应堆容器相连的燃料输送管破裂导致燃料流失，持续一定时间后反应堆自动停堆，这种情况下无需考虑额外的停堆手段。

溶液堆的安全特性有其明显的优点，正常运行时的燃料温度低于80℃，运行压力略高于大气压，最高不超过0.3 MPa。其设计压力远高于正常运行压力，反应堆容器及气回路承压裕量大，这使得溶液堆的一次边界，包括反应堆容器和气回路发生边界破裂的可能性降低。溶液堆功率小、源项低，反应堆停堆后需要排出的余热也非常小。反应堆容器位于反应堆水池内，事故后依靠反应堆水池自然散热，就可以带走反应堆余热，余热排出的固有安全性高。

2.   过量放射性释放的途径及方式

2.1   过量放射性释放的定义

溶液堆作为新型研究堆，设计上需要实现消除厂外应急的目标，溶液堆PSA的量化安全目标为“所有导致厂外（包括厂址边界处）个人有效剂量超过10 mSv的事故序列累计频率应小于10⁻⁶（堆·年）⁻¹”^[2]，其中10 mSv为消除厂外应急措施的剂量限值。因此，将溶液堆PSA中厂址边界公众个人有效剂量超出10 mSv的序列归为过量放射性物质释放序列。

2.2   放射性来源

溶液堆的年运行时间约为300 d，每72 h完成一次同位素生产提取，其运行剖面和设计特性见表2，可以看出反应堆的放射性释放源主要包括：反应堆容器及燃料输送管、暂存罐以及同位素提取回路中的燃料溶液，此外还包括气回路中的以放射性气体及以气溶胶形式存在的放射性物质。

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

下载: 导出CSV 

| 显示表格

从发生扰动的频率及可能导致的放射性后果角度看，以燃料溶液形式存在的放射性物质由于始终包容在反应堆水池以及气回路间、堆顶小室等二次边界内，其扩散或泄漏至环境的风险极低。但以气体形式存在的放射性物质包括正常运行中从反应堆堆芯溶液释放到气回路的放射性气体及气溶胶，可能通过相关系统回路的泄漏/破裂释放到二次边界。另外，泄漏到二次边界内的燃料溶液也会挥发放射性气体。这些气态放射性物质均可能通过通风系统释放到环境，是最主要的放射性来源。

2.3   放射性释放的途径及包容边界

针对溶液堆的反应堆相关系统，过量放射性释放的主要关注点为反应堆功率运行期间的反应堆容器、气回路以及燃料输送管等位置。

溶液堆的过量放射性释放途径见图2，包括：①反应堆容器及气回路的管道破裂导致气载放射性释放到堆顶小室、气回路间等二次边界，并通过通风系统排风管释放到环境；②反应堆容器及气回路内发生氢气燃爆后超压导致事故下泄漏增加，并导致气载放射性释放到堆顶小室、气回路间等二次边界，最后通过通风系统排风管释放到环境；③与反应堆容器连接的燃料输送管发生破裂，液态燃料溶液挥发的惰性气体及气溶胶释放到设备间，通过通风系统排风管释放到环境。

图  2  溶液堆过量放射性释放途径

Figure  2.  Excessive Radioactive Release Pathway for Aqueous Homogeneous Reactor

下载: 全尺寸图片 幻灯片

针对上述放射性释放的不同方式，溶液堆的包容屏障见表3。第1道实体屏障称为一次边界，包括反应堆容器、气体复合系统边界和燃料输送管边界；第2道实体屏障为二次边界，包括堆顶小室、气回路间以及设备间等二次边界包容厂房。

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

下载: 导出CSV 

| 显示表格

根据溶液堆放射性释放的途径和安全特性，得到过量放射性释放PSA的终态分类见表4。

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

下载: 导出CSV 

| 显示表格

3.   过量放射性释放PSA事件树的构建

3.1   安全功能与缓解系统

建立溶液堆过量放射性释放事件树，需要考虑溶液堆用于事故缓解的安全功能和缓解系统，见表5。溶液堆PSA中主要关注放射性气体及气溶胶的扩散及释放，事故工况下反应性控制、保证气回路的完整性、隔离二次边界的目的分别为：确保反应堆在事故后保持在次临界状态，降低氢气产量；降低反应堆及气回路内的氢氧浓度，防止发生氢气燃爆，消除氢风险对一次边界完整性的威胁；阻止放射性物质的向外释放。由于溶液堆在紧急停堆后通过反应堆水池自然散热带走堆芯余热，固有安全性极高，不存在事故后排热不足导致的超压失效，因此在事件树的构建中，不考虑余热排出功能。

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

下载: 导出CSV 

| 显示表格

3.2   始发事件

溶液堆始发事件通过与安全相关系统的故障模式与影响分析（FMEA）得到了需要考虑的较为完整的始发事件清单，并参考HAF201^[3]、国际原子能机构（IAEA）研究堆法规导则^[4]、美国溶液堆设计审批文件要求及美国SHINE溶液研究堆的始发事件清单^[5]对其进行确认和完善，最后采用主逻辑图法^[6]对得到的始发事件进行确认，得到了完整的始发事件清单。为了将溶液堆的潜在风险及缓解系统的设计特点体现在事件树中并尽量减少事件树的数量，将始发事件合并为非破裂类事故和破裂类事故两类，详见表6。后续进行详细PSA时，可根据具体事故的不同保护信号分别进行建树。

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

下载: 导出CSV 

| 显示表格

3.3   非破裂类事故事件树

根据放射性释放途径，非破裂类事件过量放射性释放事件树见图3。该类事故包括正常电源丧失、过量反应性引入、排热能力降低等瞬态类事件，事故后由相应的自动停堆信号触发反应堆紧急停堆。如果停堆信号或者紧急排料系统等故障原因，反应堆未能排料停堆，则通过多样化停堆系统触发控制棒掉落使得反应堆停堆。

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

下载: 全尺寸图片 幻灯片

如果反应堆停堆失效，堆芯会持续辐照产氢，气回路氢气浓度会持续上升，一旦气回路内积聚了达到燃爆限制的氢气，就可能发生氢气燃爆导致气回路失效，气回路失效后氢气和放射性气体释放到二次边界内，随着事故的发展，氢气持续释放，最终二次边界内也可能积聚了足量氢气发生燃烧甚至爆炸，导致二次边界的密闭厂房失效，放射性物质直接释放至环境。

在反应堆停堆成功的情况下，堆芯产氢量随着反应堆功率降低而迅速降低，事故中会采用氮气吹扫系统对气回路进行吹扫，降低气回路中的氢气浓度。在反应堆保护系统失效的情况下气回路中氢气浓度可能超过燃爆限值，此时气回路中的氢气可能发生燃爆，但通过燃爆分析可知，此时气回路的压力不会超过其设计压力。即使由于氢气燃爆导致放射性过量泄漏至堆顶小室或气回路间等二次边界内，此时可关闭通风系统隔离阀，将放射性物质滞留在二次边界内。

根据非破裂类过量放射性释放事件树的发展进程得到非破裂类过量放射性释放的序列见表7。

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

下载: 导出CSV 

| 显示表格

3.4   破裂类事故事件树

破裂类事件包括气回路边界管道、紧急排料管线或燃料输送管发生破裂的事件，事故导致气回路中的放射性气体释放至堆顶小室或气回路间，或燃料溶液释放至设备间。

气回路边界的容器或管道破裂事故中如果反应堆停堆成功，氢气产量迅速降低，气回路中的放射性气体和氢气释放到堆顶小室或气回路间，可通过关闭通风系统及二次边界隔离阀，阻止放射性气体释放到环境。

如果反应堆停堆失败，氢气持续产生，最终导致堆顶小室或气回路间积聚大量氢气，进而有可能发生燃爆，导致堆顶小室或气回路间失效，放射性物质失控释放至环境。因此，在事件树中假设反应堆停堆失败会直接导致过量放射性物质释放至环境，不再考虑其他措施。

紧急排料管线或燃料输送管破裂事故发生后，燃料溶液释放至设备间，反应堆内燃料溶液降低至临界质量以下会自发停堆。液体燃料挥发的惰性气体及其他核素随着混合气体释放到设备间等二次边界内，经厂房通风系统释放至环境。此时，可通过关闭通风系统及二次边界隔离阀，阻止放射性气体释放到环境。

破裂类事件过量放射性释放事件树见图4，过量放射性释放的序列见表8。

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

下载: 全尺寸图片 幻灯片

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

下载: 导出CSV 

| 显示表格

从破裂类事件树可以看出，破裂类事故仅有二次边界隔离的措施可用，因此，需要特别关注二次边界隔离相关的隔离阀可靠性设计。极端情况下，气回路管道破裂导致气态放射性物质可通过通风系统在极短时间内释放至环境，因此厂房隔离必须采用自动控制方式，实现快速隔离。

4.   结　论

本文根据溶液堆的设计特点和安全特性，分析了反应堆启停及功率运行、溶液冷却、同位素提取和取样及配料全任务流程中的放射性来源，针对放射性释放的途径和包容边界，确定了溶液堆过量放射性释放主要的两种事故类型，即非破裂类和破裂类事故。非破裂类事故的过量放射性释放主要由控制反应性、通过维持气回路流量、氮气吹扫防止气回路内发生氢气燃爆以及通风系统隔离缓解；破裂类事故主要由控制反应性以及通风系统隔离缓解。对两类事件分别构建了以过量放射性释放为目的的事件树，明确了溶液堆核安全定量化分析中所需的安全功能及前沿系统。后续可通过系统分析建立故障树，实现对溶液堆过量放射性释放频率的定量化，以确定概率安全目标的可实现性。