[发明专利]一种适用于高温气冷堆核电厂群堆剂量风险控制的方法

说明书

本发明属于核电站机组安全运行技术领域，具体涉及一种适用于高温气冷堆核电厂群堆剂量风险控制的方法。包括以下步骤：设高温气冷堆核电厂有N个反应堆，第i个反应堆需要做临时性变更，通过运行PSA模型和数据，计算第i个反应堆拟变更组态下的各种释放类的释放频率；记T为电厂在该组态下停留的时间，则高温气冷堆核电厂在该组态下的配置最大剂量风险为计算拟变更组态前滚动12个月的厂区边界个人剂量累计值D₀，单位mSv；使用国内公众个人实际受到的平均照射水平0.1mSv/a作为限值，本次变更所产生的最大剂量风险R_MAX≤0.1‑D₀，即变更带来的剂量不能使厂址边界处的个人年累计剂量大于国内平均值。本发明为高温气冷堆临时性变更的风险指引决策提供了方法依据。

技术领域

本发明属于核电站机组安全运行技术领域，具体涉及一种适用于高温气冷堆核电厂群堆剂量风险控制的方法。

背景技术

核电风险的特殊性在于其放射性释放。放射性物质对人造成的影响可分为早期健康效应和缓发健康效应。在核电站发生严重事故后，通常只有那些直接受到放射性烟云和沉积在地面的放射性物质的外照射，即接受了较大剂量的居民才会呈现出早期效应。缓发健康效应为随机效应，受到急性照射后没有死亡，或接受的剂量较小不足以引起早期死亡，或未受到急性照射而接受了长期小剂量照射的居民，都有可能出现缓发健康效应。

《核电厂厂址选择中的剂量评价》(HAFJ0001)指出：在核安全法规中风险(Risk)一词是用来表示一个有害事件的发生概率和事件后果的乘积。剂量风险等于计算得到的裂变产物释放类别的发生频率乘以释放类别的平均剂量。

高温气冷堆采用包覆颗粒球形燃料元件，避免了由大范围堆芯损伤造成的放射性物质大量释放，同时高温气冷堆具有较低的堆芯功率密度，可通过热辐射、热传导等自然机制将事故后的堆芯余热传递到反应堆压力容器外的余热排出系统，并采用了低耐压通风型安全壳，安全壳内只设置了负压通风过滤系统以降低放射性物质向环境的排放浓度。区别于传统堆型三级PSA分析，即1级(以堆芯损伤为分析目标)、2级(分析安全壳行为，得到释放源项强度和分布)、3级(放射性释放对电站周边产生的影响)，高温气冷堆由于其固有安全性不存在堆芯损伤，且采用低耐压通风型安全壳，采取了不区分1、2级PSA的方式，将事故序列的终态延伸到释放特性，在事故序列结束状态时分析了可能的放射性释放情景，以事故释放类作为最终分析目标。事故释放类将事故序列中导致相似放射性特点和潜在厂外后果的事故序列归为一组，以统计各释放类的发生频率和带来的环境影响。高温气冷堆从事故类型、源项和缓解方式三个方面对可能的释放类进行分析和定义，将事故后果划分为31种释放类。各种释放类造成厂址边界处的个人剂量见表1。

表1高温气冷堆(单堆)各种释放类造成厂址边界处的个人剂量

与传统堆型相比，高温气冷堆各事故释放类造成厂址边界处的个人有效剂量都较小，即使剂量最大的LARGE释放类也仅为50mSv，但不应忽视的是，P1、P2、P3等释放类虽然最终导致的放射性剂量后果相对较小，但其发生频率却相对较高。同时由于高温气冷堆堆芯功率密度低，单堆功率比较小，通常将高温气冷堆群堆布置。如200MW高温气冷堆核电厂采用两堆带一机模式，600MW采用六堆带一机模式。这些堆群会对厂址边界的辐射剂量共同造成影响，因此从风险的角度考虑，导致这些小剂量释放类的事故序列也应作为电厂运行安全管理的重要对象。