可移动式微型反应堆假设事故下辐射剂量计算

Radiation Dose Calculation for the Mobile Micro Reactor under Hypothetical Accidents

摘要: 小微型反应堆具有固有安全性高、运行特性简单、长期持续供能、易于模块化和运输特性良好等特点，受到格外关注。本文采用蒙特卡罗程序cosRMC对可移动式微型反应堆HOPE (HOt Pipe cooled nuclear Energy system)运行10年后堆芯积存量进行了计算，参考IAEA推荐和美国NRC导则1.183规定的事故下放射性物质释放份额计算事故源项，采用美国劳伦斯利弗莫尔国家实验室(LLNL) HotSpot3.1程序进行放射性核素大气扩散模拟计算，分析了不同大气稳定度、事故释放高度、地形、逆温层高度、风速和降雨量对该反应堆事故情景下放射性物质的扩散和公众辐射剂量的影响。保守气象条件下总有效剂量(Total Effective Dose, TED)计算结果表明：HOPE运行10年后在假设事故下将会有大量放射性物质被释放到环境中，10 mSv及以上剂量被限制在2.5 km以内，烟羽通过路径内超过4 km的TED小于1 mSv，因此公众接受的剂量水平不会超过1 mSv，满足公众每年允许的剂量限制。参考小型反应堆建议的应急计划区划分标准，根据保守估计结果建议将该堆的应急计划区确定在3.22 km。研究结果为可移动式微堆的应急计划区划分和事故后果评价提供参考。

Abstract: Small and micro reactors have attracted special attention due to their inherent high safety, simple operating characteristics, long-term continuous energy supply, ease of modularization, and good transportation characteristics. This article uses the Monte Carlo program cosRMC to calculate the core inventory of a mobile micro reactor HOPE (HOt Pipe cooled nuclear Energy system) after 10 years of operation. Referring to the preset accident radioactive material release share recommended by the IAEA and the US NRC guideline 1.183, the source term is assumed to occur in the event of a serious nuclear accident. The Lawrence Livermore National Laboratory (LLNL) HotSpot 3.1 program is used to simulate the atmospheric diffusion of radioactive nuclides and analyze the effects of different atmospheric stability, accident release heights, terrain, inversion layer heights, wind speed, and rainfall on the diffusion of radioactive substances and public radiation dose in the reactor accident scenario. The calculation results of Total Effective Dose (TED) under conservative meteorological conditions indicate that after 10 years of operation of HOPE, a large amount of radioactive substances will be released into the environment under hypothetical accidents. Doses of 10 mSv and above are limited to 2.5 km, and TED exceeding 4 km along the path of smoke is less than 1 mSv. Therefore, the dose level accepted by the public will not exceed 1 mSv, meeting the annual allowable dose limit for the public. Based on the conservative estimation results, it is recommended to determine the emergency plan area of the micro reactor at 3.22 km, taking into account the recommended emergency plan area classification criteria. The research results provide reference for the emergency planning area division and accident consequence evaluation of mobile micro reactors.

1. 引言

小微型反应堆作为国家重要能源形式和重要战略力量，是核能技术研发热点之一。美国能源部核能办公室将“小微型反应堆”定义为热功率不超过30 MW、电功率不超过10 MW的反应堆。根据美国国防部的预期，小微型反应堆应该具备长达数年长寿期运行、孤岛运行的能力，同时可以自行应对复杂自然环境或人为攻击，确保在整个寿期内安全可靠运行[1]。面向相关应用场景对小微型反应堆关于高功率密度、紧凑轻量、安全可靠、可移动等要求，提出了液态金属基底热管冷却微型反应堆HOPE (HOt Pipe cooled nuclear Energy system)的方案，该方案采用钾热管进行传热，液态铅铋作为燃料与热管之间的传热媒介，二回路搭配超临界CO₂布雷顿循环[2]。

国内外在小型反应堆开展了事故源项和辐射后果评价研究。生态环境部核与辐射安全中心陈海英等人根据小型反应堆的设计特点和事故分析结果，建立了一个全堆芯燃料包壳破损事故的理论模型，研究了释放到环境中的放射性及其后果。结果表明，发生堆芯燃料包壳破损事故后，放射性核素释放到环境中的总量达到10¹⁴ Bq，其中¹³³Xe的释放量最大，事故发生30天后，厂址边界的总有效剂量(TED)为8.65 mSv [3]。加拿大里贾纳大学Bradley E.R. Lulik等人用HotSpot计算了反应堆假设严重事故下放射性核素在不同距离下的辐射剂量，并与CANDU反应堆的公布数据进行了对比。结果表明，HotSpot可用于小型模块化反应堆发生假定严重事故后的应急计划区的确定[4]。加拿大核实验室(Canadian Nuclear Laboratories) D. W. Hummel等人研究了四种不同的小堆在假设极限事故下的源项，研究结果表明，在假设极限事故下，小微型反应堆(30 MW_th)不会增加公共剂量风险[5]。反应堆事故后放射性污染物的大气扩散和相关辐射剂量计算是核反应堆许可证要求的重要部分，小微型反应堆在发生核事故情景下对公众的辐射剂量计算对于该类型核电厂址的标准应急计划区建立和事故下的辐射应急决策具有指导性作用。

据此，本论文采用蒙特卡罗程序cosRMC [6] [7]对液态金属基底热管冷却微型反应堆HOPE的堆芯积存量进行计算，参考IAEA推荐和美国NRC导则1.183规定的事故下放射性物质释放份额计算事故源项[8]，采用美国劳伦斯利弗莫尔国家实验室(LLNL) HotSpot3.1程序进行放射性核素大气扩散模拟计算[9]，分析不同大气稳定度、事故释放高度、地形、逆温层高度、风速和降雨量对该反应堆事故情景下放射性物质的扩散和公众辐射剂量的影响，为可移动式微堆的应急计划区划分和事故后果评价提供参考。

2. HOPE堆简介

堆芯描述

HOPE使用了富集度为19.75%的二氧化铀燃料，定位格架将燃料棒直接分布固定在堆芯中，采用静态铅铋合金作为冷却剂，通过装载碱金属钾的热管将堆芯的热量传导到堆芯上方的热电转换系统，因此反应堆设计大大简化。表1给出了HOPE的主要设计参数。

Table 1. HOPE design parameters

表1. HOPE堆核设计参数

堆芯参数
热功率	MW	3
电功率	MW	1
冷却剂		铅铋合金
堆芯活性区直径	mm	1600
堆芯活性区高度	mm	1500
上反射层厚度	mm	150
下反射层厚度	mm	150
控制鼓高度	mm	2000
控制鼓半径	mm	125
热管数量		1224
燃料棒数量		2112
燃料棒参数
燃料棒半径，其中	mm	7.125
燃料芯块半径	mm	6.7
气隙厚度	mm	0.125
包壳厚度	mm	0.3
燃料棒间距	mm	16
热管参数
热管直径	mm	15.75
管壁厚度	mm	1.375
吸液芯厚度	mm	2
蒸气腔半径	mm	4.5
蒸发段长度	mm	1500
绝热段长度	mm	500
运行工质		K

堆芯由六块基体组成，每块基体中共包含352根燃料棒和204根热管，燃料棒和热管的配比为2:1，在径向分布上每根燃料棒与三根热管相邻，每根热管与6根燃料棒相邻，全堆共包含2112根燃料棒和1224根热管。在堆芯的外围是Al₂O₃反射层材料，能够有效减少中子泄露，提高堆芯反应性，同时起到一定的中子屏蔽作用，再外围是反应堆不锈钢外壳，在基体的周围存在一层气隙结构，主要是考虑反应堆运行时温度较高，基体会产生一定程度的膨胀，气隙的作用就是防止基体之间互相接触，反应堆反应性控制主要依赖12个转鼓装置和堆芯中心的停堆棒，转鼓的中子吸收物质为90%富集度的B₄C。

3. 模型和方法

3.1. cosRMC软件

cosRMC是由国家电投集团科学技术研究院与清华大学联合研发的一款具有完全自主知识产权的堆用蒙卡分析软件，具有中子–光子–电子耦合输运计算功能，且同时为满足反应堆分析需求开发了内耦合的燃耗计算模块。cosRMC的功能开发与确认评估围绕工程应用需求，目前软件已具备各类堆型物理分析和屏蔽设计所需的多种计算功能。由cosRMC建立的全尺寸堆芯模型如图1所示。

(a) (b)

Figure 1. cosRMC model of HOPE

图1. cosRMC的HOPE堆芯几何模型

3.2. 大气扩散模型

Hotspot软件是由美国Lawrence Livermore国家实验室开发，为保健物理人员提供的一个快捷计算软件，它可用于计算涉及放射性材料的事故。

Hotspot软件是基于高斯烟羽模型的气体或气溶胶的大气浓度扩散模型，大气扩散计算方程为：

$C\left(x,y,z,H\right)=\frac{Q}{2\text{π}{\sigma }_y{\sigma }_{z}u}\exp \left[-\frac{1}{2}{\left(\frac{y}{{\sigma }_y}\right)}^2\right]\left\{\exp \left[-\frac{1}{2}{\left(\frac{z-H}{{\sigma }_z}\right)}^2\right]+\exp \left[-\frac{1}{2}{\left(\frac{z+H}{{\sigma }_z}\right)}^2\right]\right\}\exp \left[-\frac{{\lambda }_x}{u}\right]$ (1)

当实际核素的泄露接近地面大气边界层或位于地面时，其扩散有界，应考虑地面的影响。

如果反射层的选择有影响且${\sigma }_z$ 超过逆温层高度(L)时，使用以下公式：

$$ $C\left(x,y,z,H\right)=\frac{Q}{\sqrt{2\text{π}}{\sigma }_{y}Lu}\exp \left[-\frac{1}{2}{\left(\frac{y}{{\sigma }_y}\right)}^2\right]\exp \left[-\frac{{\lambda }_x}{u}\right]$ (2)

式中：C为对时间积分的大气浓度，(Bq∙s)/m³；Q为源项，Bq；H为有效释放高度，m；λ为放射性衰变常数，s⁻¹；x为顺风距离，m；y为侧风距离，m；Z为纵轴距离，m；${\sigma }_y$ 为横向扩散参数(在侧风方向集成浓度分布的标准偏差)，m；${\sigma }_z$ 为铅直向扩散参数(在侧风方向集成浓度分布的标准偏差)，m；u为有效释放高度上的平均风速，m/s；L为反射层高度，m。

3.3. 剂量计算模型

个人有效剂量考虑烟云浸没外照射、地面沉积外照射和吸入内照射3个途径，计算方式如下：

$D_{inh}={\displaystyle \sum _i{C}_i\ast Br\ast DC{F}_i^{inh}}$ (3)

$D_{sub}={\displaystyle \sum _i{C}_i\ast DC{F}_i^{sub}}$ (4)

$D_g={\displaystyle \sum _i{C}_i\ast v_i\ast t\ast DC{F}_i^g}$ (5)

$D_t=D_{inh}+D_{sub}+D_g$ (6)

式中：$D_{inh}$ 、$D_{sub}$ 、$D_q$ 分别为吸入内照射有效剂量、烟云外照射有效剂量和地面沉积外照射有效剂量，Sv；$D_t$ 为总有效剂量，Sv；$C_i$ 为评价时间段内核素i的时间积分空气放射性浓度，Bq∙s/m³；$DC{F}_i^{inh}$ 为核素i的吸入内照射有效剂量转换因子，Sv/Bq；$DC{F}_i^{sub}$ 为核素i的烟云浸没外照射有效剂量转换因子，(Sv/s)/(Bq/m³)；$DC{F}_i^g$ 为沉积在地面的核素i的有效剂量转换因子，(Sv/s)/(Bq/m²)；Br为评价时间段内的成人呼吸率，m³/s；$v_i$ 为核素i的沉积速率，m/s；t为持续照射时间，s。

4. 计算结果与分析

4.1. 典型核素堆芯积存量及假设事故源项

通过cosRMC对输运燃耗进行计算得到HOPE运行10年后的堆芯积存量，在此基础上对该反应堆进行事故放射性评价计算。在反应堆进行核事故情景分析时既要考虑设计基准事故也要考虑严重事故，参考国家核安全局对小型压水堆核动力厂安全评审原则，假设后果最严重的严重事故序列对HOPE事故情景的辐射影响作保守评价，即计算包络性的事故源项所导致的最大个人剂量。假设燃料元件包壳破损燃料棒失效导致裂变产物释放到环境中，释放源项考虑了惰性气体、卤素、碱金属、碲族以及Ba-Sr族等核素组分。针对小微型反应堆国内外尚缺乏确定的假设事故源项，本文中用于计算TED的各放射性组分释放份额取自美国核管理委员会(US-NRC)管理指南1.183 [8]。堆芯积存量和事故假设源项的计算结果如表2所示。HotSpot计算中设置放射性空气浓度监测器高度为1.5 m，在计算剂量时作了如下假设：1) 反应堆在1 MW功率下运行；2) 放射性物质持续释放时间为停堆后1天。大气扩散和辐射剂量计算气象条件参考我国东南部沿海地区的平均气象进行设置[10]。预计释放到环境中的放射性物质导致的TED最大值在放射性羽流中心线上，TED为下风向距离的函数。本文对微型反应堆事故发生情景下辐射剂量计算主要考虑地面释放，根据实际物理高度，假设有效释放高度为2 m。

Table 2. Radionuclide inventory in the core, release fraction, and isotopic activity released into the atmosphere

表2. 堆芯积存量、释放份额以及环境释放量

核素	半衰期(d)	堆芯总量(Bq)	释放份额	释放总量(Bq)
Xe-138	9.78E − 03	8.17E + 15	1	8.17E + 15
Xe-135	3.81E − 01	6.50E + 15	1	6.50E + 15
Xe-133	5.25E + 00	9.14E + 15	1	9.14E + 15
Te-133	8.65E − 03	6.09E + 15	0.05	3.05E + 14
Te-132	3.26E + 00	6.17E + 15	0.05	3.09E + 14
Te-131	1.74E − 02	4.05E + 15	0.05	2.02E + 14
Te-127	3.90E − 01	3.32E + 14	0.05	1.66E + 13
Te-127m	1.09E + 02	1.17E + 13	0.05	5.84E + 11
Te-129	4.84E − 02	1.07E + 15	0.05	5.37E + 13
Te-129m	3.36E + 01	1.93E + 11	0.05	9.64E + 09
Te-131m	1.25E + 00	2.99E + 14	0.05	1.50E + 13
Sr-92	1.13E − 01	7.50E + 15	0.02	1.50E + 14
Sr-91	3.96E − 01	7.51E + 15	0.02	1.50E + 14
Sr-90	1.06E + 04	1.50E + 15	0.02	3.01E + 13
Sr-89	5.05E + 01	5.73E + 15	0.02	1.15E + 14
Sb-129	1.80E − 01	1.09E + 15	0.05	5.46E + 13
Ru-106	3.69E + 02	1.13E + 15	0.0025	2.82E + 12
Pu-241	5.26E + 03	2.91E + 13	0.0005	1.45E + 10
Pu-240	2.39E + 06	4.98E + 11	0.0005	2.49E + 08
Pu-239	8.79E + 06	1.69E + 13	0.0005	8.44E + 09
Pu-238	3.21E + 04	2.20E + 12	0.0005	1.10E + 09
Kr-88	1.18E − 01	4.38E + 15	1	4.38E + 15
Kr-87	5.30E − 02	3.27E + 15	1	3.27E + 15
Kr-85m	1.87E − 01	1.67E + 15	1	1.67E + 15
Kr-85	3.93E + 03	2.10E + 14	1	2.10E + 14
I-135	2.76E − 01	8.59E + 15	0.4	3.43E + 15
I-134	3.66E − 02	1.04E + 16	0.4	4.16E + 15
I-133	8.67E − 01	9.13E + 15	0.4	3.65E + 15
I-132	9.59E − 02	6.29E + 15	0.4	2.52E + 15
I-131	8.02E + 00	4.29E + 15	0.4	1.71E + 15
I-130	3.25E + 01	2.99E + 11	0.4	1.20E + 11
Cs-138	2.24E − 02	9.22E + 15	0.3	2.77E + 15
Cs-137	1.10E + 04	1.74E + 15	0.3	5.21E + 14
Cs-136	1.31E + 01	4.76E + 13	0.3	1.43E + 13
Cs-134	7.53E + 02	9.19E + 13	0.3	2.76E + 13
Cm-244	6.62E + 03	7.26E + 11	0.0002	1.45 E + 08
Cm-242	1.63E + 02	1.80E + 13	0.0002	3.61E + 09
Ce-144	2.85E + 02	7.08E + 15	0.0005	3.54E + 12
Ba-140	1.28E + 01	8.16E + 15	0.02	1.63E + 14

4.2. 假设事故源项下HotSpot辐射剂量计算

在有效释放高度2 m、风速2 m/s、D类大气稳定度条件下，由HotSpot模拟计算的下风向中心羽流线不同距离处的TED以及产生该剂量需要的时间见表3。由表3可知，持续释放1天，放射性污染物对个人所致的TED随下风向距离的增加而逐渐减小。图2给出了稳定度等级为D时，不同辐照类型对公众受辐照剂量的贡献。由图2可知，在本文计算的几种辐照类型中，短时间内对公众辐照剂量贡献最大的辐照途径为吸入内照射，较烟云浸没外照射和地面沉积外照射的剂量约高1个数量级。因此该反应堆在发生所设核事故类型后，在下风方向的公众首先要采取适当措施，防止放射性物质吸入造成内照射，并在烟云过境后迅速撤离污染区。

Table 3. The TED of the accident scenario scene under the conditions of altitude 2 m and atmospheric stability D

表3. 有效释放高度2 m，大气稳定度D条件下该事故场景的TED

下风向距离(km)	到达时间(hh:min)	TED (Sv)
0.01	<00:01	5.4E + 02
0.05	<00:01	6.0E + 01
0.1	00:01	1.9E + 01
0.3	00:03	2.5E + 00
0.4	00:04	1.4E + 00
0.5	00:05	9.6E − 01
0.6	00:06	7.0E − 01
0.7	00:07	5.3E − 01
0.8	00:08	4.2E − 01
0.9	00:09	3.4E − 01
1	00:10	2.8E − 01
2	00:21	8.8E − 02
4	00:42	2.9E − 02
6	01:03	1.5E − 02
8	01:24	1.0E − 02
10	01:46	7.2E − 03
20	03:32	2.6E − 03
40	07:04	9.5E − 04
60	10:36	5.3E − 04
80	14:18	3.5E − 04

Figure 2. The effective dose due to multiple pathways exposition in different downwind distance

图2. 不同辐射途径所致辐射剂量随下风向距离的变化

4.2.1. 大气稳定度等级对TED的影响

图3给出了风速2 m/s，有效释放高度2 m条件下不同大气稳定度等级对TED的影响，A~F分别代表强不稳定、不稳定，弱不稳定、中性、较稳定和稳定六个级别。在恒定风速下，最大TED随着稳定度等级从A过渡到F而增加，A类大气稳定度条件下的最大TED为111 Sv，F类大气稳定度条件下的最大TED为814 Sv，约为A类大气稳定度的8倍。E~F大气稳定度等级下最大剂量出现在下风向的位置距离逐渐增加，这是因为越不稳定的条件对放射性污染物的稀释速度越快，从而导致在离释放点更近的距离处出现TED峰值。

Figure 3. The TED as a function of downwind distance in different stability classes (The arrows represent the axes of the two histograms, the orange representing the TED and the blue representing the downwind location of the TED)

图3. 不同稳定度等级下最大的TED和下风向位置(箭头方向代表两个柱状图对应的坐标轴，橙色代表最大剂量，蓝色代表最大剂量在下风向所处位置)

4.2.2. 有效释放高度对TED的影响

假设无逆温层，风速为2 m/s，无降雨，分别计算不同有效释放高度(2 m, 5 m, 10 m, 15 m)下A、D两类大气稳定度对应的TED，计算结果如图4所示，(a)和(b)分别代表A、D两类大气稳定度条件下的TED。可以看出，有效释放高度主要会影响TED的峰值大小，有效释放高度为2 m时所造成的TED峰值最大，增加有效释放高度会导致峰值TED降低。距离事故源200 m以外的范围，下风向中心羽流线上TED会因为核素的水平和垂直扩散，由高到低急剧下降后趋于逐渐稳定。如果无法估计和计算有效释放高度，则推荐假定实际物理高度或地面释放高度为零，这是对该类核事故下辐射剂量的保守估计。

(a) (b)

Figure 4. The TED as a function of downwind distance on different release height: (a) A stability classes; (b) D stability classes

图4. 不同释放高度对下风向不同距离处TED的影响：(a) A稳定度；(b) D稳定度

4.2.3. 不同地形条件对TED的影响

不同地形放射性烟羽的扩散行为是不同的，需要考虑微型反应堆在不同地形发生核事故所产生的剂量影响，从而对该反应堆型的核事故后果评价和应急计划分区提供更详细的参考。HotSpot中内置了两种不同的地形，分别是理想平坦地形(平坦农村)和较为复杂的城市地形，本文计算了地面释放情况下两种地形条件下羽流中心线上不同下风向距离处的TED和地面沉积浓度，计算结果如图5所示。从图中可以看到，在D类稳定度条件下，与城市地形相比，农村地形产生的剂量和放射性物质的地面沉积浓度相对较高，这主要与两种地形的垂直扩散参数和水平扩散参数的计算相关。与农村地区相比，由于城市区域存在很多高层建筑和其他大型结构，导致地面粗糙度增加，从而在城市表面产生更多的剪切湍流[11]；此外，城市区域缺乏植被和土壤水分，所以城市表面还会释放更多的显热产生更多的对流湍流[12]。这两种湍流扩散和放射性污染物的混合增强使得污染物浓度降低，最终导致城市地形的辐射剂量影响相对平坦农村地形更小[13]。在建立应急计划分区和对事故后果评价时，通常选用理想平坦地形条件作为保守估计，以便实际事故情景下对个人的辐射剂量不会超过干预水平。

4.2.4. 逆温层高度对TED的影响

逆温层通常与地表的强辐射冷却有关，会限制放射性空气污染物的垂直扩散，逆温层对TED的影响仅在A、B、C、D四类大气稳定条件下比较显著[13] [14]。在该假设核事故下设置有效释放高度为2 m，考虑D类大气稳定度，风速为2 m/s，计算了没有逆温层和不同逆温层高度情况下的TED，结果如图6所示。在地面释放情况下，放射性羽流最初无法达到逆温层高度，因此在5个逆温层高度条件下近释放点下风向距离出现了相同的剂量值，当烟羽扩散超过近释放源位置后，羽流扩散可以到达逆温层从而被

(a) (b)

Figure 5. TED (a) and ground deposition concentration; (b) of radioactive contamination in different terrains

图5. 不同地形条件下放射性污染物所致TED (a)和地面沉积浓度 (b)

反射，导致相对于没有逆温层的情况逆温层的存在使得剂量增加。当逆温层高度大于50 m后，TED随逆温层的增加而下降，产生该现象的原因是该气象条件下地面释放放射性羽流垂直扩散到逆温层高度的浓度减小，逆温层的增加对羽流和剂量值的影响降低。

Figure 6. The TED as a function of downwind distance in different height of inversion layer

图6. 不同逆温层高度对下风向不同距离处TED的影响

4.2.4. 风速大小对TED的影响

风速会影响放射性污染物在空气中的扩散速度，从而影响不同位置处公众所受剂量大小。本文选取出现概率较大的中性大气稳定度D，有效释放高度2 m，计算比较了不同风速下下风向不同距离处的TED。典型静小风0.5 m/s以及常规风速下对事故剂量的影响，如图7所示。由图7可知，随着风速增大，TED峰值减小，但释放导致的剂量峰值的位置不受风速改变的影响。风速较小时，会导致释放的放射性烟羽在近场区域滞留，从而导致该范围出现较高的放射性，因此在考虑微型反应堆的核事故后果影响时，需要多加关注静小风气象对放射性污染物混合的强化。

Figure 7. The TED as a function of downwind distance in at different wind speeds

图7. 不同风速下羽流中心线上TED变化

4.2.5. 降雨量对TED的影响

降雨会影响核事故期间放射性污染物的地面沉降和空间影响范围，是评估核事故大气扩散影响的关键气象因素之一。雨水对放射性核素的清除作用取决于降雨量，本文考虑了10 mm/h和25 mm/h降雨量对有效释放高度2 m、风速2m/s、D类大气稳定度条件下剂量和地面沉积的影响。图8给出了不同降雨量下TED的变化和地面沉积的变化，在距离释放点10 km的下风向距离内，相对于无降雨的情况，降雨会导致产生更高的TED，原因是降雨对烟羽中的颗粒物及气溶胶具有清洗作用，导致该范围内的沉积物更多。图8(b)给出了不同降雨情况下中心羽流线上的地面沉积浓度，该结果也很好的对应了10 km内TED的变化。通过图2分析各部分有效剂量对总剂量的贡献，结果显示，在假设的核事故情景下，除了吸入有效剂量，地面沉积导致的外照射有效剂量对公众TED的贡献是最大的。由于降雨对气溶胶的冲刷效应，降雨量越大对核素的清除作用越大，导致放射性核素在10 km范围内迅速沉积，因此在大于10 km的范围，随着降雨量的增加，地面沉积浓度降低，个人TED下降。

(a) (b)

Figure 8. The TED and ground deposition concentration as a function of downwind distance at different rain fall rates

图8. 不同降雨量下TED和地面沉积浓度变化

4.3. 干预距离的估计

根据原子能机构安全标准GS-R-2，在核电厂安全评估过程中，应根据估计的干预距离确定应急计划区域[15]。目前国内外针对微型反应堆的相关法规尚在制定中，对于该类型反应堆的应急计划分区(EPZ)主要参考小型研究堆的划分标准。EPZ规模的建立主要影响因素是预计的源项，反应堆设计、功率水平、燃料材料和燃耗、反应堆对非正常条件的响应等等都会影响源项的计算。目前可以采用美国环保局(EPA)防护行动指南(PAG)的10 mSv作为剂量阈值，为微型反应堆建立一套标准应急计划区距离。EPA PAG是事故早期阶段的预测剂量(从释放开始的4天内)，当达到该阈值时，需要进行干预保护公众开始疏散或就地避难。美国目前的应急计划区划分主要遵循NUREG-0654/FEMA REP-1Rev.1中的指南，其中建议对轻水反应堆采取初步保护行动，包括立即疏散核电站周围约3.22 km和核电站顺风处约8.05 km的人员，除非其他情况使疏散变得危险[16]。3.22 km和8.05 km的距离以及16.09 km的EPZ，已经成为应急计划的标准值。因此，目前相关建议使用EPA PAGs作为阈值标准，以及3.22 km、8.05 km和16.09 km的干预距离，为可移动式微型反应堆建立四个EPZ类别。在确定的概率水平内，需要对场地边界和每个预先指定的距离的预测剂量进行分析。建议的EPA类别包括：

第一类：如果预计剂量在场地边界小于10 mSv，则不需要EPZ。

第二类：如果预计剂量在场址边界大于或等于10 mSv，在3.22 km范围内小于10 mSv，则在3.22 km范围内建立EPZ。

第三类：如果预计剂量在3.22 km范围内大于或等于10 mSv，在8.05 km范围内小于10mSv，则EPZ将被确定为8.05 km。

第四类：如果8.05 km处的预计剂量大于或等于10 mSv，则EPZ将被确定为16.09 km。

根据上文HotSpot的计算分析结果，本文在所设核事故情景下选取保守的气象条件(风速0.5 m/s, D类大气稳定度，混合层高度50 m，降雨量10 mm/h)对HOPE的辐射安全和后果评价作保守估计计算，有效释放高度考虑2 m，选取平坦地形。计算结果如表4所示，离释放点3 km以上，最大总有效剂量小于1.6 mSv，即采取疏散或就地避难措施的干预水平(10 mSv)在3 km处结束。根据上述EPA类别建议，推荐将HOPE的应急计划区确定为3.22 km。

Table 4. The TED of the accident conditions under conservative weather conditions

表4. 保守气象条件下该事故场景的TED

下风向距离(km)	到达时间(hh:min)	TED (Sv)
0.01	<00:01	3.6E + 03
0.05	00:02	4.7E + 02
0.1	00:04	1.7E + 02
0.3	00:12	2.4E + 01
0.4	00:16	1.3E + 01
0.5	00:21	7.8E + 00
0.6	00:25	4.9E + 00
0.7	00:29	3.1E + 00
0.8	00:33	2.1E + 00
0.9	00:38	1.4E + 00
1	00:42	9.6E − 01
2	01:24	3.3E − 02
3	02:07	1.6E − 03
4	02:49	9.0E − 05
8	05:39	1.4E − 09
10	07:04	6.7E − 12
20	14:08	0.0E + 00
40	>24:00	0.0E + 00
60	>24:00	0.0E + 00
80	>24:00	0.0E + 00

5. 结论

本文采用蒙特卡罗程序cosRMC对可移动式微型反应堆HOPE运行10年后堆芯积存量进行了计算，参考IAEA推荐和美国NRC导则1.183规定的事故下放射性物质释放份额计算事故源项，采用美国劳伦斯利弗莫尔国家实验室(LLNL) HotSpot3.1程序进行放射性核素大气扩散模拟计算，分析了不同大气稳定度、事故释放高度、地形、逆温层高度、风速和降雨量对该反应堆事故情景下放射性物质的扩散和公众辐射剂量的影响。结果表明，HOPE运行10年后在该假设事故下将会有大量放射性物质被释放到环境中，风速和有效释放高度的增加以及复杂地形因素均会加剧放射性物质在大气中的扩散，因此在该堆型的核事故后果评价中需要重点关注地面释放以及稳定条件下的静小风导致的高辐射剂量。保守气象条件下TED计算结果表明，10 mSv及以上剂量被限制在2.5 km以内，烟羽通过路径内超过4 km的TED小于1 mSv，因此公众接受的剂量水平不会超过1 mSv，满足公众每年允许的剂量限制。参考小型反应堆建议的应急计划区划分标准，根据保守估计结果建议将该堆的应急计划区确定在3.22 km。

基金项目

国家自然科学基金(11605059)。

NOTES

^*通讯作者。