当前的世界环境

介绍

由于其惊人的后果，核电站的主要或严重事故是一种高度令人担忧的事件。由于与它相关的长期后果，通过放射性元素的污染可能更为关注而不是现场伤亡。核事故的回忆如三英里岛，切尔诺贝利，福岛达奇等仍然是新的成千上万的人。1979年三英里岛事故是对人类围绕核设施敏感的第一个警告。然而，这一事件有点忽略，因为它没有记录放射性排放或生命丧失。这种无知导致了1986年的切尔诺贝利核事故，这导致了大约31个人的死亡，甚至更多。¹由于放射性物质的释放，事故现场周围大半径范围内的居民受到了高剂量的辐射。²由于辐射照射的长期影响，成千上万的人死于癌症。^3.为了减少放射性污染物进入人体，欧洲多个国家仍在采取补救措施。^4.即使是乌克兰的绝大多数人在核事故中接触到亚临床辐射剂量，也经历了严重的心理作用。受影响的人表明较差的主观福祉，造成乌克兰GDP的年度福利损失2-6％。^5.一项长达20年的调查结果显示，在社会流产、胎儿和新生儿中，先天性畸形的患病率显著增加。^6.

2011年福岛Daiichi核事故是自然灾害和设计不足的结合。^7.这次事故释放的放射性核素已经扩散到日本的中东部地区。^8.这造成了海水和土壤的放射性污染据估计，铯-137总释放量为12-37.6 PBq，碘-131总释放量为150-160 PBq。据估计，福岛核事故造成的最大死亡人数为10000人，其中1500人死于癌症。¹¹事故也给从事故区域撤离的人们造成了严重的心理问题。¹²

为了避免这样的情况，必须采取预防措施，以避免可能导致环境放射性污染的核事故。国际原子能机构(IAEA)制定了预防严重事故的多重安全基础和安全原则。¹³新开发的Gen-III和III +核电厂具有不同的主动和被动安全功能，以确保人类生活以及环境安全。VVER-1200是GEN-III +加压水型核电源反应堆。它已经设计成使得放射性元件在系统发生内部限制在系统内，以防发生放射性污染¹⁴它还具有五个水平的安全障碍，防止在严重事故中释放放射性物质到大气中的含量。尽管如此，必须在工厂成为运营之前预先调查不同的不太可能的情况，以促进应急准备以及避免无法控制的事故。

蒸汽排休息事故后跟扰流（安全控制杆斧头）是一种基于设计的事故（DBA）。由于管道内的压力堆积，可能发生这种类型的事故。由于蒸汽是加压水反应器（PWR）的核电站中的二级冷却剂，因此蒸汽排脱模事故也可能被认为是冷却剂事故（LOCA）丧失的变化。蒸汽排断工事故对核电厂瞬态响应的影响有多研究。响应随电厂中使用的反应器的类型而变化。林et al .,是否评估过主蒸汽管道破裂事故的被动安全系统的性能¹⁵奶油蛋白甜饼et al .,调查了VVER-1000型核电站满负荷工况下的蒸汽线断裂事故¹⁶shawxinet al .,研究过大功率无源反应堆在蒸汽管线断裂事故中的瞬态响应吗¹⁷Kliemet al .,测试了用于压水堆主蒸汽管断裂事故分析的NURESIM平台的性能¹⁸康et al .,已经研究了先进的加压水反应堆的主蒸汽断裂事故。¹⁹Alzabenet al .,已经分析了与无硼芯的通用智能植物的蒸汽绕线事故^20.

从上述文献研究中，显然有多种选择分析蒸汽绕线事故。核电厂最常见的事故模拟器之一是个人计算机瞬态分析仪（PCTRAN）。使用PCTRAN进行了许多研究来模拟各种事故条件。易卜拉欣et al .,进行了一项研究，以模拟压水堆的安全性和瞬态响应的可能方法使用PCTRAN²¹哈达德和esmaeli - sanjavanmareh分析了VVER-1000型核电站冷却剂大断裂损失事故²²蒋介石et al .,已经结合了一些其他的核热工水力代码和PCTRAN来模拟金山BWR/4核电站类似福岛的事故²³Po展示了PCTRAN在印度尼西亚概念高温堆模拟中的应用²⁴Mollah已经证明了PCTRAN作为用于仿真加压水反应堆的教育工具²⁵萨哈et al .,模拟VVER-1200核电站蒸汽发生器管破裂事故²⁶FYZA.et al .,已经研究了Vver-1200植物参数在冷却液事故中的瞬态响应²⁷还有其他类似的研究使用PCTRAN作为模拟工具来分析不同核电反应堆的不同事故场景。然而，利用PCTRAN对VVER-1200型核电站蒸汽管道断裂事故的研究尚未开展。

本文利用PCTRAN技术研究了VVER-1200型核电厂在蒸汽管道破裂事故中的瞬态响应。休息1000厘米²本研究考虑了主蒸汽管线的尺寸。此外，还假定事故发生时场外电源不可用。在模拟结果的基础上，对周围环境的放射性污染可能性进行了研究。

方法

在基于仿真的研究中，在蒸汽排队事故期间已经研究了基于VVER-1200的核电站的系统故障和随后通过放射性物质污染环境的可能性。由Micro Simulation Technology Inc.开发的个人计算机瞬态分析仪（PCTran）已被用来为此目的获得植物安全参数的响应。VVER-1200的PCTRAN模块如图1所示。

由于VVER-1200是最新的加压水反应堆之一，因此现有的核电站很少能够完全完成该反应堆的安装和调试。因此，大多数意外情况的实时实验数据尚未使用。从初步安全评估报告（PSARS）和最终安全评估报告（FSARS），可以获得有限数量的事故类型的数据。但是，一些事故类型有些可比性。例如，可以将进给水事故的总损失与蒸汽排脱模事故进行比较。这是因为两者都在核电站的二次冷却剂回路中启动。喷水供应管线可以被认为是二级冷却剂回路的“冷腿”，而蒸汽供应管线可以被认为是相同的“热腿”。因此，植物安全系统的响应在某种程度上应该在一定程度上与蒸汽排休息事故类似。类似地，如果模拟工具能够在损失给药事故中预测核电器厂的瞬态响应，则它应该能够预测蒸汽排液事故的瞬态响应。图2显示了从基于VVER-1200的核电厂（Novovoronezh NPP-II）的PSAR获得的实验结果（核心热功率）与从PCTran模拟获得的结果。 From Figure 2, it may be observed that the results are almost identical for both cases. As a result, it may be opined that PCTRAN is capable of simulating loss of feedwater accident with acceptable accuracy, and the same should be for steam-line break accident.

图1:VVER-1200型核电厂的PCTRAN控制台。 点击此处查看数字

图2：PSAR结果与PCTRAN仿真结果之间的总损失的比较28 点击此处查看数字

为了生成核电厂的瞬态响应数据，使用了PCTRAN的演示版本。因此，电站系统的瞬态响应时间可能不超过300秒。然而，可用的模拟时间对于研究来说是足够的，因为大多数第三代+核电站的核电站安全系统通常在事故开始后50秒内作出反应。尽管如此，从事故开始时开始计算时间，以获得事故条件下最大可能的瞬态响应数据。

休息1000厘米²在主蒸汽线路的二次冷却剂回路已被考虑在本研究中。断裂尺寸大于或等于1000厘米²被称为“大突破”29大突破可能导致从系统快速去除冷却剂，从而导致灾难性事件。结果，它是最令人担忧的情况之一。由于蒸汽排队事故本质上是一种冷却液事故（LOCA），1000厘米²断裂尺寸应与冷却剂大断裂损失事故(LBLOCA)相对应。LBLOCA已经造成了一些严重的核事故。因此，本研究选择了这种破碎尺寸。为了考虑“最坏的情况”，还假定事故发生时电网有外部交流电源供应。然后对模拟结果进行分析，以确定与标称运行值的偏差(如表1所示)。最后，对任何这些偏差导致系统故障的可能性进行调查，以了解环境是否有被放射性元素污染的可能性。

表1:设备标称运行条件30]

该研究的目的是调查系统故障的可能性，这可能导致环境污染。如果放射性物质没有逃离VVER-1200型核电厂的五种安全屏障，则不应理论上不应发生污染。五个障碍是^13日,30：

• 燃料球团:将裂变产物限制在燃料元件内。
• 燃料包壳:用于限制裂变产物，防止燃料失效时主冷却剂污染
• 压力容器:用于限制裂变产物，如果发生包层失效。
• 主要遏制建筑：在放射性产品逸出，将建筑物内的放射性元素限制在逸出电路中。
• 二级安全壳建筑:在主安全壳失效的情况下限制放射性元素。

只有在放射性元件违约通过第五屏障中，就可以污染环境。可能发生这种情况的可能性是：

场景1

在这种情况下，燃料元件、燃料球团和压力容器发生故障。结果，放射性裂变产物被释放到反应堆建筑的空气中。这些空气将与裂变产物混合，并可能逃逸到环境中，如果安全壳建筑失败或堆栈监测和空气过滤系统失败。

场景2

在这种情况下，压力容器是安全的。然而，燃料元件和燃料包壳的失效导致了主冷却剂和放射性裂变产物之间的直接接触。这可能会导致主冷却剂回路周围反应堆建筑空气的放射性水平突然增加。如果安全壳建筑或烟囱监测和空气过滤系统出现故障，这些放射性空气可能会泄漏到环境中。

场景3

在这种情况下，燃料元件和燃料包壳都没有损伤。然而，压力容器的失效导致高放射性水泄漏到反应堆建筑的空气中。这可能导致反应堆建筑空气的放射性水平大幅上升。如果安全壳建筑或烟囱监测和空气过滤系统出现故障，这些高放射性空气可能会泄漏到环境中。

场景4

在这种情况下，燃料元件，燃料颗粒和压力容器都均未受伤。然而，如果储物建筑物失败或堆栈监测和空气过滤系统发生故障，则反应堆建筑内部的略微放射性空气可能会逸出到环境中。

由于周围环境的污染有多种可能发生的方式，所以唯一能够绝对肯定地防止污染的方法是防止所有安全屏障的失效。这可以通过将系统参数保持在表2所示的极限值内来实现。

表2:不同安全障碍的安全操作限制

这里没有提到二次安全壳建筑的安全运行极限，因为设计值因电站而异。此外，最好是防止前四道安全屏障的失效，以确保第五道屏障作为最后的手段。在这项工作中，四个安全屏障中的任何一个失效的可能性已经被调查的蒸汽线断裂事故，从而确定可能的污染周围环境的方式。

结果与讨论

在本研究中，我们假设蒸汽线断裂事故发生在时间计数的开始即0.5秒时间。这样做是为了最大限度地利用PCTRAN软件生成事故场景的模拟数据。一旦蒸汽管道破裂事故发生，多个电站安全系统就会以一种顺序的形式启动和关闭，以保持情况在控制之下。表3给出了蒸汽管线破裂出现后的电站瞬态报告。

从瞬态报告开始，可以观察到，在22.5秒内，启动扰扰（安全控制杆AX MAN）以瞬间将所有控制杆瞬间在反应器芯内部。结果，在几秒钟内降低了核心和随后的初级冷却剂的反应性。由于二次冷却剂与初级冷却剂没有直接接触，而是通过蒸汽发生器管壁分离，因此蒸汽的反应性应远低于初级冷却剂，并且由于扰扰引起，应进一步降低。并且由于它是通过断裂区域被释放的蒸汽，因此反应器建筑内的空气的放射性增加不应在扰流后的基线值显着增加。涡轮机跳闸在22.5秒内发生船闸，因为斯普拉克应显着降低电力生产。结果，对于发电的涡轮机不应该有足够的蒸汽供应。涡轮机旁通阀在23.0秒的时间上打开，将蒸汽直接倾倒在冷凝器上。

表3:事故的暂态报告

安全壳排气阀(CVV)在28.0秒的时间关闭，以防止与放射性蒸汽混合的空气泄漏到周围的大气中。因此，应该防止环境污染。同时，当反应堆主安全壳内的压力上升到1.3巴以上时，安全壳喷雾系统启动。这种压力的增加是由于蒸汽释放到安全壳建筑的空气中，这导致温度上升。安全壳喷雾被激活以保持温度，从而控制安全壳内空气的压力。

汽轮机驱动辅助给水(TDAFW)泵在30.5秒启动，以维持蒸汽发生器内部的给水供应，这对主冷却剂和反应堆堆芯的散热是必要的。此外，蒸汽发生器安全安全阀(SRV)在32.5秒的时间打开，以释放蒸汽并降低蒸汽发生器内部的压力。然而，在53.0秒的时间内，蒸汽发生器内部的压力变得相当低，因为减少了热量供应的主冷却剂。因此，安全阀关闭。在69.0秒时，汽轮机驱动的辅助给水(TDAFW)关闭到截止给蒸汽发生器的给水供应，因为在核心有可以忽略不计的热量产生，可能被残余热量排除(RHR)系统。最后，涡轮机旁通阀在91.0秒关闭，因为几乎没有蒸汽旁路到冷凝器。

核心热功率随时间的变化如图3所示。从图3中，可以观察到最大核心热功率低于标称值的105％。但是，它立即启动扰流。在75秒内，电抗器核心热功率降至正常工作值的5％以下。降低是由于通过控制杆在反应器芯内瞬时插入负反应物，这导致反应性的快速降低，从而达到发电速率。因此，可以说，植物安全系统能够在蒸汽排断液事故期间保持安全限制内的发电，并且不太可能对部件过热。

图3:堆芯热功率随时间的变化。 点击此处查看数字

燃料颗粒的峰值温度的变化和随时间的燃料包层的变化如图4所示。从图4中，可以观察到燃料颗粒和燃料包层的峰值温度被记录为约1850年^O.C和620^O.C分别。这些数值完全在原子能机构接受标准所规定的安全限度之内³¹结果，没有过热的包层材料的燃料元件。因此，可以说，对于蒸汽排断发射，不应观察到燃料粒料或燃料包层的故障，并且由于类似于场景1和场景2的条件，环境的放射性污染的可能性可能被丢弃。

图4:随着时间的推移，峰值燃料和覆层温度的变化。 点击此处查看数字

反应堆堆芯结构和反应堆建筑空气平均温度随时间的变化如图5所示。从图5中可以看出，堆芯结构，即燃料组件和一次冷却剂的平均温度随着时间的推移而下降。这是由于SCRAM减少了核心热功率。然而，主安全壳内的空气温度已经超过100度^O.C.如果有人在事故中被困在建筑物内，就有可能造成人员伤亡。

图5:随着时间的推移，反应堆芯结构的平均温度和反应堆建筑空气的变化。 点击此处查看数字

反应器芯结构（RCS）或带时间的压力容器的压力变化如图6所示。从图6中，可以观察到RCS压力首先在稳定地保持约22.5秒。之后，系统内的压力下降。这背后的原因是加压器的主动压力调节，直到启动瘙痒剂。然而，由于没有电力产生，由于没有电力产生，因此加压器已被抓住以在扰流之后起作用。结果，压力已经在120.0秒内快速下降。然而，压力容器的压力从未越过基于设计的设计意外（DBA）的标称压力的110％的验收值。因此，可以说，压力容器的完整性应该不受影响并且也可以丢弃方案3的可能性。

图6:堆芯结构压力随时间的变化。 点击此处查看数字

随着时间的推移，电反应器容纳建筑内的空气压力的变化如图7所示。从图7中，由于释放到建筑物空气，压力增加了大约120.0秒。然而，随着蒸汽发生器中的蒸汽发生率下降，容纳喷雾系统已经能够使其落后。图6的重要观察是，建筑气压已在植物安全系统中保持在2.5巴内。该值远低于美国大多数植物中观察到的4.14的设计值³²由于VVER-1200的安全系数甚至比以前的设计更高，可以假设安全壳建筑应该足够强大，以承受这种压力，由于过压安全壳的失败不应该遇到蒸汽管道破裂事故。因此，遇到Scenario 4的可能性也可能被忽略。

图7:随着时间的推移，反应堆遏制压力的变化。 点击此处查看数字

由于VVER-1200型核电站不太可能发生蒸汽管道破裂事故，因此，对周围环境造成污染的唯一可能途径是堆管监测系统的失效。然而，如果系统空气的放射性含量很低，那么对污染的担心是不合理的。因此，需要对空气在不同位置的活动进行研究。图8显示了核电站不同位置辐射监测器读数随时间的变化。从图8可以看出，核设施内空气的活度几乎在所有地点都很低，远远低于0.2 CPM(每分钟计数)。对此的逻辑解释是，反应堆建筑内部的空气与蒸汽直接接触，蒸汽是系统的二次冷却剂。由于蒸汽由于暴露在蒸汽发生器的主冷却剂中，只有轻微的放射性，蒸汽与空气的混合没有显著增加空气的活性。因此，可以这样说，即使烟囱监测和空气过滤系统在蒸汽管道破裂事故中失效，环境污染应该是微不足道的，因为核电站安全系统应该保持核设施内空气的放射性足够低。

图8:核电站不同地点辐射监测器读数随时间的变化。 点击此处查看数字

根据上述结果，可以假设Vver-1200型核电厂的植物安全系统足以防止如果发生蒸汽排液发生事故，则防止环境的严重放射性污染。

结论

在这项工作中，已经研究了由于VVER-1200型核电厂事故中蒸汽绕线突破导致环境放射性污染的可能性。个人计算机瞬态分析仪（PCTran）已被用于获得植物的瞬态响应。休息1000厘米²在主蒸汽线已经被考虑。另外，据推测，在事故发生时，系统的交流电源完全被切断。

结果表明，为了应对这种情况，多个电站安全系统依次启动和关闭。SCRAM在22.5秒内启动，同时涡轮跳闸。涡轮旁通阀在23.0秒时开启，在91.0秒时关闭。安全壳排气阀(CVV)在28.0秒关闭，以防止放射性空气从反应堆建筑逃逸到大气中。此外，安全壳喷雾被激活，以保持安全壳建筑内的压力在安全范围内。汽轮机驱动的辅助给水(TDAFW)泵在30.5秒启动，以维持蒸汽发生器内部的给水供应。蒸汽发生器安全阀(SRV)在32.5秒时开启，在53.0秒时关闭。

峰值核心热功率被记录为标称工作值的约105％。这在75.0秒内下降至低于5％。峰值燃料和覆层温度记录为1850年^O.C和620^O.C，两者均在国际原子能机构的接受标准之内。主安全壳内的温度已经超过100度^O.C.然而，主安全壳内的压力一直保持在2.5巴以下。因此，它是安全的，不会由于压力累积而失效。反应堆压力容器内压力由162.0 bar逐渐下降，未超过110%设计事故限值。因此，可以认为VVER-1200型核电厂的四个安全屏障均完好无损。最后，核设施内不同位置的活动水平都远低于0.2 CPM，这是一个非常微不足道的值。因此，从核设施向大气泄漏的空气不应造成严重污染。

上述研究仅针对VVER-1200型核电站在蒸汽管道破裂事故中的安全性。其他类型的发电厂也可能被研究类似的事故。此外，为了观察植物对其他条件的反应，断裂的大小可能会有所变化。最后，本研究假设事故发生时SCRAM是可用的。在一些意想不到的情况下，故障可能导致SCRAM不可用。这种类型的场景，也被称为无SCRAM的预期瞬态(ATWS)，也可以用于研究蒸汽管线断裂事故。

命名法

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