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 °C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。

1 计算方法及模型

1.1 计算方法

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Et由排放物的垂直速度Wo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：χ/Q′为大气弥散因子相对浓度（浓度除以排放率），m3·s-1；σy和 σz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：

 

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]。

一起到几幢几零几，夜里，小区静悄悄的，楼道也静悄悄的，他们到了那家门口，不敢有大的动静，先是轻轻地按了按门铃，门铃在里边唱了起来，是经典的《致爱丽丝》曲子，响了几遍，一直等曲子停了，里边也没有动静，没有人应门。又按了一遍，还是如此。只得敲门了，敲了几下，没有人开门，倒是对面的人家有了动静，但没有开门，也没有开灯，估计是在门镜里朝外看呢。果然的，看了一会儿，对面的门开了，一个妇女穿着睡衣，虽然睡意蒙眬，目光却很凌厉，警觉地盯着他们。

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。

 

式中：Hp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；DCFp,i为烟羽浸没外照射的剂量转换系数，Sv·(Bq·s·m-3)-1；Hb 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；DCFb,i为吸入内照射的剂量转换系数，Sv·Bq-1；DCFg,i为沉积外照射全身剂量转换因子，Sv·(Bq·s·m-2)-1；Cg为地面沉积量，Bq·m-2；Sp、Sb和 Sg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。

式中：he为有效源高度；hi为进风口高度。高点排放不考虑扰流修正。

1.2 计算源项

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：

 

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 核素Nuclide 排放量Release / Bq 14C 1.44×105 135mXe 9.23×10123H 2.05×1011 131I 7.82×101083mKr 9.12×107 132I 4.04×101085Kr 1.08×109 133I 1.52×101185mKr 1.76×1011 134I 3.50×101087Kr 2.03×1013 135I 1.04×101188Kr 5.99×1013 89Sr 7.35×1010131mXe 3.04×105 90Sr 6.34×108133Xe 1.29×109 134Cs 2.37×108133mXe 8.39×109 137Cs 6.52×108135Xe 1.44×1012 110mAg 1.23×104

1.3 计算参数

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×24 m（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 厂房布局示意图Fig.1 Diagrammatic sketch of powerhouse boundary

2 结果与讨论

2.1 大气弥散因子

北京流行音乐个人演唱会的“怀旧”，呈现出大陆歌手（崔健）、香港地区歌手（张学友、刘德华）、台湾地区歌手（赵传、齐秦、张信哲、周华健）“三分天下”的局面。大陆流行音乐受众的“怀旧”偏好呈现出多元化的趋向，这与大陆流行音乐发展的不同阶段中，受欢迎的歌手及歌曲相关。

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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

2.2 剂量估算

第四，就是临近攻击。这种类型的攻击者一般会首先接近自己要攻击的目标，然后再对其网络系统和系统中存有的数据信息进行恶意修改，并在此过程中收集对自己有利的信息，从而谋取较高的经济收益。

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。

 

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

2.3 结果分析

未来怎样通过合理的布局产品库存，采用不押款、零库存且相对较低的价格销售，减少农民投入，这不是农资行业一直要实现的事情吗？这些年，农资产品随着政策，市场的变化，探索者各式各样的销售方式，赊销是分销商最头疼的事情。

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。

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 事件后24 h累积剂量与应急行动水平Fig.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。

3 结语

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：

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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。

我国城市建设的发展已经迈入了新的发展时期，对建筑设施进行旧建筑风格的设计成为了时代发展的必然选择，这种设计理念的使用对我国建筑行业的发展十分重要，需要相关的设计部门不断地对其进行探索和研究，挖掘出旧建筑设施在城市生态体系中存在的价值，做好历史建筑的保护和改造设计，制定对旧建筑的改造标准、规则，提升旧建筑设施的社会价值，为现代社会的发展现代城市的发展创造出更多的价值。

参考文献

1 2 MWt液态燃料钍基熔盐实验堆的安全分类论证报告 [R]. TMSR-LF1-SINAP-00-CENTER-TR-0001-C,2015.Expound and prove report of safety classification for 2 MWt liquid-fueled thorium molten salt experimental reactor[R]. TMSR-LF1-SINAP-00-CENTER-TR-0001-C,2015.

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3 国家核安全局. HAD 002/06: 研究堆应急计划与准备[S]. 1991.National Nuclear Safety Administration. HAD 002/06:Emergency plan and preparedness for research reactor[S].1991.

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6 方晟, 李红, 方栋. ARCON96在核电站主控室可居留性评价中的应用及其与组合尾流模式的对比[J]. 辐射防护, 2012, 32(5): 259-264.FANG Sheng, LI Hong, FANG Dong. Application of ARCON96 in NPP control room habitability assessment and its comparison with composite wake model[J].Radiation Protection, 2012, 32(5): 259-264.

7 Ramsdell J V, Jr Simonen C A. Atmospheirc relative concentration in building wakes[R]. Pacific Northwest National Laboratory, PNNL-10521, 1997.

8 国家质量监督检验检疫总局. GB 18871-2002: 电离辐射防护与辐射源安全基本标准[S]. 2002.General Administration of Quality Supervision,Inspection and Quarantine. GB 18871-2002: Basic standards for protection against ionizing radiation and the safety of radiation sources[S]. 2002.

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11 Nuclear Regulatory Commission (NRC). Methods and assumptions for evaluating radiological consequences of design basis incidents at light-water nuclear power reactors: regulatory guide 1.195[S]. USA: Washington DC,2003.

12 TMSR-LF1源项初步分析报告[R]. TMSR-DNE-RS-TR-2017-04, 上海: 中国科学院上海应用物理研究所, 2017.Primary analysis report for source items of TMSR-LF1[R].TMSR-DNE-RS-TR-2017-04, Shanghai: Shanghai Institute of Applied Physics, Chinese Academy of Sciences, 2017.

13 吕晓雯. 2 MWt液态钍基熔盐实验堆气载放射性流出物辐射环境影响分析[D]. 上海: 中国科学院上海应用物理研究所, 2016.LYU Xiaowen. Radiological environmental impact analysis of airborne radioactive effluents from 2 MWt thorium molten salt reactor with liquid fuel[D]. Shanghai:Shanghai Institute of Applied Physics, Chinese Academy of Sciences, 2016.

14 国家核安全局. HAD 101/02: 核电厂厂址选择的大气弥散问题[S]. 1987.National Nuclear Safety Administration. HAD 101/02:Issues in atmospheric dispersion on site selection of nuclear power plant[S]. 1987.