本发明涉及核电技术，具体地指一种地下核电站严重事故气载放射性源项精确评估方法。
背景技术：
事故源项指核电厂在发生事故时，释入环境的放射性物质的形态、数量、组分以及释放随时间变化的释放特征。事故源项是核电厂事故管理和应急计划的基础，分为设计基准事故源项及严重事故。严重事故源项是事故后果评价的一项重要的输入，福岛核事故后，严重事故源项评估受到广泛关注和重视。估算严重事故气载放射性源项，计算事故场内及场外的辐射后果，是事故管理和应急计划制定的一个关键因素，直接关系到核电站及核电站周围公众的安全性。
目前世界上核电站评估严重事故时，采用最广泛的是美国核管会于1975年在WASH-1400报告(RSS)中提出的压水堆和沸水堆事故源项。采用类似方法，其他国家针对其他堆型，也提出了类似的事故源项，如法国的S3源项。然而这些事故源项均是以某一特定反应堆为基础计算得到，属于通用源项，无法针对具体反应堆作精确计算。日本福岛核事故后，国内外开展了大量对严重事故源项的研究，但均未明确提出与精细、高效燃耗计算方法相结合。同时，地下核电站在厂房外有一层较厚的天然围岩屏蔽层，可有效阻隔放气载放射性物质的迁移，现有方法无法直接用于地下核电站的严重事故气载放射性源项计算，必须结合围岩屏蔽层评估理论，提出一套新的计算方法。
技术实现要素：
本发明的目的在于克服上述现有背景技术的不足之处，结合地下核电站的特点，通过高效、精细的燃耗计算理论及天然围岩屏蔽计算模型提出一种地下核电站严重事故气载放射性源项精确评估方法，以定量评价地下核电站发生严重事故时气载放射性源项的扩散行为。
本发明的目的是通过如下措施来达到的：地下核电站严重事故气载放射性源项精确评估方法，其特殊之处在于，包括如下步骤：
1)针对具体的地下核电站反应堆，进行堆芯燃耗计算，并建立地下核电站燃耗数据库；
2)根据地下核电站燃耗数据库确定放射性活度最大燃耗点；
3)评估事故情况下，计算由燃料释放到压力容器内的放射性物质种类及活度；
4)评估压力容器内放射性物质变化，计算由压力容器释放至反应堆厂房的放射性物质活度；
5)评估反应堆厂房内放射性物质变化，计算由厂房释放至地下洞室的放射性物质活度随时间的变化；
6)评估地下核电站洞室工程措施和天然屏障，计算进入大气的放射性物质活度；
7)计算最终释放到环境中的放射性物质活度。
优选地，所述步骤1)的具体步骤包括：
11)根据燃耗深度采用预估燃耗步长法制定燃耗步长；
12)建立堆芯燃耗计算物理模型，计算每个燃耗点的核子密度及活度；
13)根据堆芯参数建立地下核电站燃耗数据库，所述堆芯参数包括机型、功率、燃耗深度、核素种类、核子密度及活度。
优选地，所述步骤2)中的具体步骤包括：
21)将每一个燃耗点的所有放射性物质的活度求和，求得堆芯每个燃耗点总的放射性活度；
22)基于堆芯每个燃耗点总的放射性活度，根据数学方法拟合出堆芯总放射性活度随燃耗变化的光滑曲线；
23)根据曲线确定总放射性活度最大的点，该点对应的横坐标即为放射性活度最大的燃耗时间点。
优选地，所述步骤3)中由燃料释放到压力容器内的放射性物质活度的计算方法为：
Al＝A0FbFl
其中，Al为由燃料释放到压力容器内的放射性物质活度，A0为堆芯放射性物质储存量，Fb为破损或熔化的燃料元件份额，Fl为释放的放射性核素占总放射性核素的份额。
优选地，所述步骤4)中由压力容器释放至反应堆厂房的放射性物质活度的计算方法为：
A2＝Al(1-P1)P2
其中A2为由压力容器释放到反应堆厂房内各放射性核素的活度，P1为被冷却剂吸收的份额，P2为从反应堆压力容器泄露份额。
优选地，所述步骤5的具体步骤包括：
51)计算核反应堆厂房初始放射性浓度C0
其中Va为厂房体积，由洞室尺寸计算得到；
52)建立厂房内气载放射性物质C1(t)随时间变化的平衡方程为：
其中t为释放到厂房时间；λ为衰变常数，P3为核反应堆厂房泄漏率，ε1为由于反应堆厂房内放射性物质消除措施所引起的气载放射性物质减小速率，C1(t)初始值为C0；
53)从核反应堆厂房释放到地下核电站洞室的放射性核素活度随时间A3(t)的变化为：
优选地，所述步骤6)的具体步骤包括：
61)计算地下洞室初始放射性浓度C'0：
其中Vb为洞室体积，由洞室尺寸计算得到；
62)建立平衡方程，计算地下洞室中放射性物质活度随时间的变化Cf(t)。
其中t为释放到洞室的时间；λ为衰变常数；P4为地下洞室总的泄漏率；ε2为由于洞室内放射性物质消除措施所引起的气载放射性物质减小速率；
63)计算气载放射性物质通过贯穿、通风、排气通道进入大气的活度C1,g,n(t)：
其中，n表示通道的编号，Sb,n表示第n个通道的截面积，Sc表示地下洞室的内表面积，P5,n表示第n个通道的通道泄漏率；
64)计算气载放射性物质通过岩体输运及弥散效应进入大气的C2,g(t)：
C2,g(t)＝ke-ηNCf(t)
其中，η表示不同气载放射放射性物质在岩体中的扩散系数，N表示岩体厚度，k为修正系数，e表示自然底数。
优选地，所述步骤7)中最终释放到环境中的放射性物质活度随时间的变化Af(t)的计算方法为：
优选地，所述燃耗步长的计算方法为：
其中Δt表示燃耗步长，m表示燃耗步长数量编号，τ为用户定义的偏差，T为燃耗已持续的时间，υ为燃耗速率，燃耗速率υ估算公式为：
其中，Am表示第m个燃耗步初始总放射性活度值。
优选地，燃耗初期，所述燃耗步长的取值范围为500-1000MW·d/tU，燃耗末期，所述燃耗步长的取值范围为2000-5000MW·d/tU。
本发明的有益效果如下：
(1)提出了放射性物质在地下洞室内的平衡方程及放射性物质通过天然岩体屏障的计算公式，使其能用于地下核电站严重事故气载放射性源项的评估。
(2)克服传统通用事故源项的不足，结合高效、精细的燃耗计算理论，可针对具体堆型，针对性的计算高精度的严重事故源项，提高了严重事故气载放射性源项计算的准确性及合理性。
(3)采用预估燃耗步长方法确定合理燃耗步长，同时兼顾计算精度和计算效率。
(4)根据有限的燃耗点拟合出总的源项随燃耗变化的曲线图，根据曲线图能直观、精准的确定放射性活度最大的燃耗时间点，从而使事故源项计算更为合理准确。
(5)建立了地下核电站堆芯燃耗数据库，针对其他类似的地下核电站，只需要根据其机型及功率等信息，即可根据数据库推算出特定燃耗点的核子密度，可直接确定事故源项，节省了大量计算成本，提高了计算可靠性。
附图说明
图1为地下核电站气载放射性物质迁移示意图。
图2为地下核电站严重事故气载放射性源项精确评估流程图。
图中：反应堆堆芯燃料1，压力容器2，反应堆厂房3，安全壳4，地下核电站洞室5，天然岩体屏蔽层6，排气口7。
具体实施方式
下面结合附图及实施例对本发明作进一步的详细描述，但该实施例不应理解为对本发明的限制。
在反应堆正常运行时，若发生严重事故，气载放射性物质从堆芯释放的流程如下：严重事故发生时，反应堆堆芯燃料1中部分燃料元件若发生破损或熔化，气载放射性物质从反应堆堆芯燃料1释放，在压力容器2内经冷却剂吸收后，部分气载放射性物质经贯穿件进入反应堆厂房3，气载放射性物质在反应堆厂房3内经衰变及由于防护措施被吸收后经安全壳4泄露到地下核电站洞室5，气载放射性物质在地下核电站洞室5内经衰变及由于防护措施被吸收后经过天然围岩屏蔽层6的排气口7释放到大气中，作为初始源项供后续计算使用。
本发明一种地下核电站严重事故气载放射性源项精确评估方法，以某一地下核电站为例进行详细说明，包括如下步骤：
1)针对具体的地下核电站反应堆，进行堆芯燃耗计算，并建立地下核电站燃耗数据库。
11)根据燃耗深度采用预估燃耗步长法制定燃耗步长。
根据实际堆型通过查询堆芯设计手册确定堆芯额定功率、运行历史、燃料富集度、组件及堆芯结构尺寸等已知参数；根据堆芯设计特点，取最大燃耗深度为70000MW·d/tU，考虑以下放射性核素：Kr-85m、Kr-85、Kr-87、Kr-88、Xe-133m、Xe-133、Xe-135、Xe-138、I-131、I-132、I-133、I-134、I-135；燃耗步长的预估采用如下计算公式：
其中Δt表示燃耗步长，m表示燃耗步长数量编号，τ为用户定义的偏差，取值越小计算越精确但效率越低，T为燃耗已持续的时间，υ为燃耗速率，估算公式为：
其中，Am表示第m个燃耗步初始总放射性活度值。
燃耗步长的制定遵循以下原则：堆芯运行初期，即燃耗深度较小时采用较小的燃耗步长，以精确计算随时间迅速变化的核子密度；堆芯运行末期，由于核子密度已基本趋于稳定，可采用较大的燃耗步长以提高计算效率。燃耗初期，燃耗步长范围为500-1000MW·d/tU，燃耗末期，燃耗步长范围为2000-5000MW·d/tU。
12)建立堆芯燃耗计算物理模型，计算每个燃耗点的核子密度及活度。采用国际燃耗程序建立AP1000堆芯燃耗计算物理模型，在大型服务器上进行精确燃耗计算，得到每个燃耗点的核子密度并计算相应的放射性活度，由于堆芯尺寸较大，计算量较大，采用高性能服务器进行模拟计算。
13)基于堆芯燃耗计算结果，将机型、功率、燃耗深度、核素种类、核子密度及活度等数据进行整合，采用数据库管理系统软件建立地下核电站堆芯燃耗数据库。
2)根据地下核电站燃耗数据库确定放射性活度最大燃耗点。
21)将每一个燃耗点的所有放射性物质的活度求和，求得堆芯每个燃耗点总的放射性活度。
22)基于堆芯每个燃耗点总的放射性活度，根据数学方法拟合出堆芯总放射性活度随燃耗变化的光滑曲线。
23)根据曲线确定总放射性活度最大的点，该点对应的横坐标即为放射性活度最大的燃耗时间点。
利用科学绘图软件ORIGIN模拟出总放射性活度随燃耗变化的光滑曲线，从图上直观确定纵坐标最高的点，其对应横坐标即为总放射性活度最大的燃耗时间点T0，取该状态作为事故发生的起始时间点。
3)评估事故情况下，根据总的放射性活度最大的时间点，针对某一选定的事故，评估该时间点、该事故情况下，计算由燃料释放到压力容器内的放射性物质种类及活度。
事故导致堆芯燃料元件破损或熔化，为确定计算的保守性，破损或熔化的燃料元件份额Fb取100％，依据已有的核反应堆堆芯熔化事故分析结果，释放的放射性核素占总放射性核素的份额Fl取值如下：惰性气体(Kr-85除外)的释放份额为2％；Kr-85释放份额为30％；碘的释放份额为3％。计算由燃料释放到压力容器内的放射性物质活度Al(Bq)为：
Al＝A0FbFl
4)评估压力容器内放射性物质变化，基于由燃料释放到压力容器内的放射性物质活度Al，建立压力容器内的放射性物质平衡方程，评价放射性物质通过压力容器贯穿件的泄漏率；由方程计算结果与泄漏率计算由压力容器释放至反应堆厂房的放射性物质活度及种类。
假设放射性物质在压力容器中迁移时间较短，不考虑放射性物质的衰变，同时不考虑放射性物质在压力容器壁内的扩散。放射性物质在压力容器中只考虑由于冷却剂的吸收引起的放射性物质减少，压力容器贯穿件的泄漏率通过查询技术手册得到，由压力容器释放到反应堆厂房内各放射性物质的活度A2(Bq)为：
A2＝Al(1-P1)P2
其中P1为被冷却剂吸收的份额，对于碘取40％，对于其他气体取0％；P2为从反应堆压力容器泄露份额，取10％。
5)评估反应堆厂房内放射性物质变化，建立核反应堆厂房内的放射性物质平衡方程，计算厂房内放射性活度随时间的变化；评价放射性物质通过厂房贯穿件的泄漏率；由方程计算结果与泄漏率计算由厂房释放至地下洞室的放射性物质活度及种类，不考虑放射性物质在反应堆厂房壁内的扩散。
51)计算核反应堆厂房初始放射性浓度C0：
其中Va为厂房体积，由洞室尺寸计算得到；
52)建立厂房内气载放射性物质C1(t)随时间变化的平衡方程为：
其中t为释放到厂房时间，单位h；λ为衰变常数，单位h-1，不同的核素半衰期不同；P3为核反应堆厂房泄漏率，单位h-1，取0.0004h-1；ε1为由于反应堆厂房内放射性物质消除措施所引起的气载放射性物质减小速率，单位h-1，取0.004h-1，C1(t)初始值为C0。以上参数均可通过技术资料或设计手册查询得到。
53)从核反应堆厂房释放到地下核电站洞室的放射性核素活度随时间A3(t)的变化为：
6)评估地下核电站洞室工程措施和天然屏障，计算进入大气的放射性物质活度。
61)计算地下洞室初始放射性浓度C'0：
Vb为洞室体积，单位m3，由洞室尺寸计算得到
62)采用与核反应堆厂房相同的理论建立平衡方程，计算地下核电站洞室内的气载放射性物质随时间的变化为Cf(t)。
其中t为释放到洞室的时间，单位h；λ为衰变常数，单位h-1；P4为地下洞室总的泄漏率，单位h-1，ε2为由于洞室内放射性物质消除措施所引起的气载放射性物质减小速率，单位h-1，取0.008h-1。
63)计算气载放射性物质通过贯穿、通风、排气通道进入大气的活度C1,g,n(t)。
其中，n表示通道的编号，Sb,n表示第n个通道的截面积，Sc表示地下洞室的内表面积，P5,n表示第n个通道的通道泄漏率。以上参数均可通过地下核电站设计手册查询。
64)计算气载放射性物质通过岩体输运及弥散效应进入大气的C2,g(t)：
C2,g(t)＝ke-ηNCf(t)
其中，η表示不同气载放射放射性物质在岩体中的扩散系数，N表示岩体厚度，k为修正系数，e表示自然底数。
地下洞室总的泄漏率P4，通过各个通道及岩体的泄漏率求和得到。
7)计算最终释放到环境中的放射性物质活度。
根据地下核电站洞室工程措施及天然屏障的评估结果，计算最终释放到环境中的放射性物质种类及活度。
计算最终释放到环境中的放射性活度随时间的变化Af(t)
计算所得Af(t)即为最终所需地下核电站严重事故情况下，释放到环境中的事故源项。
其它未详细说明的部分均为现有技术。本发明并不严格地局限于上述实施例。