2 MW液态燃料钍基熔盐实验堆(Thorium Molten Salt experimental Reactor-Liquid Fueled, TMSR-LF1)是中国科学院战略先导科技专项钍基熔盐核能系统2011年开始设计与建造的堆型之一，其采用液态的氟化物熔盐作为燃料，不同于压水堆、重水堆等传统反应堆。在TMSR-LF1中燃料盐可以溶解I、Sr、Cs等放射性物质，能够限制放射性物质的释放，且燃料盐在低于450 ℃会快速凝固，从而发生一回路管道破口事故不会导致大量放射性核素泄露到环境中的情况，但如果发生覆盖气净化系统失效，会使堆中积存的放射性核素未经净化处理，直接排放入环境中，对工作人员和公众造成辐射影响^[1-2]。因此，覆盖气净化系统失效导致的放射性物质的完全释放可以作为TMSR-LF1的代表性事件考虑，有必要对覆盖气净化系统失效事件下的辐射剂量进行分析。

根据我国现行核安全导则HAD002/06《研究堆应急计划与准备》，对于额定功率为2 MW的研究堆，应急计划区范围推荐值为运行边界^[3]。因此本文对TMSR-LF1覆盖气净化系统失效事件发生时厂房边界处的人员受照的辐射剂量进行分析。本文针对覆盖气净化系统失效事件，使用ARCON96计算了厂房内各边界处的大气弥散因子，并估算了这些位置的工作人员的全身累积剂量并进行分析，为TMSR-LF1的环境评价和应急计划提供参考依据。

ARCON96是美国核管理委员会推荐的，适用于许可证申请和许可证修订所要求的核电站主控室可居留性评价的计算软件，采用美国核管理委员会核安全导则RG1.194^[4]推荐的扩散模式。对于近距离大气弥散因子的计算，ARCON96在建筑物尾流修正和低风速修正方面比以往的计算模型更具适用性^[5-6]。因此，使用ARCON96对覆盖气净化系统失效事件发生后厂房内各边界处大气弥散因子进行评价是可行的。

ARCON96的基本模型为直线高斯烟羽模式，包括地面、通风口和高架排放三种模式。由于烟囱高度(29 m)不到附近建筑物高度(24 m)的2.5倍，厂房内的大气弥散因子可由式(1)-(4)确定^[7]：

其中，加权系数E_t由排放物的垂直速度W_o和风速U的比值确定：

地面排放假设为连续排放且持续期间足以得到具代表性的平均浓度，且排放物触及地面会被反射，其基本模式为：

式中：$\chi /Q'$为大气弥散因子相对浓度（浓度除以排放率），m³·s^-1；σ_y和σ_z为扩散系数，m；y为距烟羽中心的距离，m。

对于高点排放，相对浓度的计算式则为：

式中：h_e为有效源高度；h_i为进风口高度。高点排放不考虑扰流修正。

个人有效剂量主要有烟羽浸没外照射、吸入内照射和地面沉积外照射三种来源，剂量计算公式如下：

式中：H_p为烟羽浸没所致累积外照射剂量，Sv；φ为放射性核素的时间积分浓度，Bq·s·m^-3；DCF_{p, i}为烟羽浸没外照射的剂量转换系数，Sv·(Bq·s·m^-3)^-1；H_b为吸入放射性烟羽所致内照射待积有效剂量，Sv；B为呼吸速率，m³·s^-1；DCF_{b, i}为吸入内照射的剂量转换系数，Sv·Bq^-1；DCF_{g, i}为沉积外照射全身剂量转换因子，Sv·(Bq·s·m^-2)^-1；C_g为地面沉积量，Bq·m^-2；S_p、S_b和S_g分别为三种途径的屏蔽因子，参考美国NRC对人正常活动时的推荐值，为烟云浸没照射0.75、吸入内照射0.41、地面沉积照射0.33。

剂量计算中使用的吸入内照射剂量转换因子和惰性气体的烟云浸没外照射剂量转换因子取自《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》^[8] (GB18871-2002)附表B6和B10；碘的烟云浸没外照射和地面外照射的剂量转换因子取自国际原子能机构(International Atomic Energy Agency, IAEA)的19号安全报告^[9]。其他核素的烟云浸没外照射和地面沉积外照射剂量转换因子主要取自美国联邦导则12号报告^[10]。成人的呼吸率取自美国核管理委员会的管理导则RG1.195^[11]。

根据源项分析，TMSR-LF1运行时产生的100%的惰性气体、10%的碘以及挥发性金属裂变产物会从熔盐中释放出来，进入到覆盖气中。覆盖气净化系统失效事件发生后，覆盖气系统中未经净化系统处理的放射性核素将直接通过烟囱排向环境；同时另一部分泄漏到包容体空间中的覆盖气，经通风系统后也会进入烟囱然后排出。假设事件发生时TMSR-LF1满功率运行至最大燃耗，事件持续时间为1 h，计算过程中不考虑任何应急防护行动。假设事件发生后导致覆盖气中的放射性物质全部释放到环境中，源项如表 1所示^[12]。

表 1

表 1 覆盖气净化系统失效事件源项 Table 1 Source items of the cover gas removal system failure incident 核素Nuclide 排放量Release / Bq 14C 1.44×105 3H 2.05×1011 83mKr 9.12×107 85Kr 1.08×109 85mKr 1.76×1011 87Kr 2.03×1013 88Kr 5.99×1013 131mXe 3.04×105 133Xe 1.29×109 133mXe 8.39×109 135Xe 1.44×1012 135mXe 9.23×1012 131I 7.82×1010 132I 4.04×1010 133I 1.52×1011 134I 3.50×1010 135I 1.04×1011 89Sr 7.35×1010 90Sr 6.34×108 134Cs 2.37×108 137Cs 6.52×108 110mAg 1.23×104

表 1 覆盖气净化系统失效事件源项 Table 1 Source items of the cover gas removal system failure incident

由于拟定TMSR-LF1场址所在地全年主导风向为西北风，因此假设厂房边界距排放点最近处位于烟囱的东南方向。

根据TMSR厂区布局和设计情况，反应堆厂房位于园区中部，实验堆厂房尺寸为80 m×150 m× 24m（长×宽×高），厂房各边界与堆芯位置如图 1所示，厂房边界距堆芯最近处距离为30 m。烟囱高度为29 m，直径为1.5 m。烟囱出口速度为10 m·s^-1，每小时排气量为17.7 m³·s^-1。计算所用气象数据采用国内某内陆核电站场址一年的逐时气象数据。

图 1

图 1 厂房布局示意图 Figure 1 Diagrammatic sketch of powerhouse boundary

因为烟囱排放的垂直速度会导致流出物在烟囱出口处具有向上的初始动量，使气载放射性流出物在场区范围内扩散时，放射性烟羽呈现出显著的抬升效果并明显降低地表附近的大气弥散因子^[13]。因此在计算中需要对高斯烟羽模型进行烟羽抬升修正。由于ARCON96程序中并未将烟羽抬升纳入有效烟囱高度的修正，因此需要人工计算后加入排放高度中。烟羽抬升修正参照国家核安全局发布的导则HAD101/02《核电厂厂址选择的大气弥散问题》^[14]提供的方法，修正后ARCON96计算结果如表 2所示。

表 2

表 2 事件发生后厂房各边界处大气弥散因子 Table 2 Atmospheric dispersion factors of assume locations under incidental condition 距离Distance / m 95%气象条件下的大气弥散因子95% atmospheric dispersion factor values / s·m-3 0~2 h 2~8 h 8~24 h 30 9.26×10-4 7.70×10-4 4.33×10-4 46 3.73×10-4 2.50×10-4 1.05×10-4 50 2.85×10-4 2.15×10-4 1.13×10-4 104 8.67×10-5 6.86×10-5 2.30×10-5

表 2 事件发生后厂房各边界处大气弥散因子 Table 2 Atmospheric dispersion factors of assume locations under incidental condition

TMSR-LF1的设计目标是保证在所有运行状态下TMSR-LF1内的辐射以及任何计划排放放射性物质引起的辐射水平保持低于国家规定限值并且合理可行尽量低，保证减轻任何事件的放射性后果。厂房边界处人员，事件后24 h接受的放射性全身累积剂量不超过10 mSv。因此，对事件后24 h假设的各厂房边界距排放点最近处人员接受的累积有效剂量进行估算，结果如表 3所示，计算过程中不考虑衰变影响。

表 3

表 3 厂房各边界处事件后24 h个人累积剂量 Table 3 Individual cumulative doses for 24 h at the powerhouse boundaries 距离Distance / m 24 h累积有效剂量24 h individual effective dose / mSv 浸没剂量Immersion 吸入剂量Inhalation 沉积剂量Disposition 总计Sum 30 2.86 0.17 8.64×10-5 3.04 46 0.84 0.05 2.53×10-5 0.89 50 0.78 0.05 2.37×10-5 0.83 104 0.21 0.01 6.15×10-6 0.22

表 3 厂房各边界处事件后24 h个人累积剂量 Table 3 Individual cumulative doses for 24 h at the powerhouse boundaries

从表 3可知，覆盖气净化系统失效事件发生后，厂房边界处人员受照产生的最大24 h全身累积剂量是在距堆芯30 m处，值为3.04 mSv，小于国家规定的放射性从业人员的年平均剂量限值(20mSv)^[8]。在三种照射途径中，浸没外照射对总有效剂量的贡献最大，约占总剂量的95%；吸入内照射的贡献接近5%，地面沉积外照射的贡献最小，几乎可以忽略不计。

依据我国法规HAD002/06《研究堆应急计划与准备》的规定，研究堆异常事件发生后可能进入的应急状态共分为4级：应急待命、厂房应急、场区应急和场外应急，每级应急状态都有各自对应的应急行动水平。其中关于事件后研究堆场址边界处的剂量阈值，应急待命、厂房应急、场区应急和场外应急相对应的行动水平依次为：场址边界全身24 h累积剂量已经或预计超过0.15 mSv、0.75 mSv、3.75mSv和10 mSv^[3]。关于事件后研究堆场址边界处的剂量率阈值，厂房应急、场区应急和场外应急相对应的行动水平依次为：场址边界全身1 h平均剂量率已经或预计超过0.2 mSv·h^-1、1.0 mSv·h^-1和5 mSv·h^-1[3]。当剂量值超过某一应急行动水平阈值，就需进入该级的应急状态和采取相对应的应急措施。

将覆盖气净化系统失效事件发生后各计算距离处的24 h累积有效剂量与研究堆应急行动水平相比较，如图 2所示。

图 2

图 2 事件后24 h累积剂量与应急行动水平 Figure 2 Calculated results for 24 h individual cumulative doses and emergency action level

由图 2可以看出，所有厂房边界处24 h全身累积剂量均高于0.15 mSv的应急待命行动水平，并全部低于3.75 mSv的场区应急行动水平，同时也低于10 mSv的场外应急行动水平。厂房边界距堆芯距离超过55 m后，边界位置上人员的24 h全身累积剂量低于厂房应急行动水平。

通过所得剂量对事故后全身平均剂量率进行估算，可得最大平均剂量率为0.13 mSv·h^-1。与应急行动水平进行比较，最大平均剂量率未超过1.0mSv·h^-1，低于场区应急行动水平。

综合上述，在发生覆盖气净化系统失效事故的情况下，全身24 h累积有效剂量和平均剂量率都低于场区应急行动水平，TMSR-LF1将处于厂房应急状态，无需场区应急和场外应急。

覆盖气净化系统失效事件是TMSR-LF1可能发生的典型始发事件之一，本文通过对该事件发生后烟囱下风向各厂房边界处大气弥散因子和24 h个人累积有效剂量的计算，可以得出以下结论：

1) 覆盖气净化系统失效事件造成的放射性释放剂量，主要由浸没外照射贡献，约占总剂量的95%，吸入内照射的贡献约5%，地面沉积外照射的贡献几乎可以忽略不计。

2) 通过大气扩散和剂量计算分析，发生覆盖气净化系统失效事件后，TMSR-LF1厂房边界处的最大24 h全身累积剂量为3.04 mSv，小于国家规定的放射性从业人员的年平均剂量限值，小于场区应急行动水平，未达到进入场区应急的阈值，只需要进入厂房应急状态。