周 彦，佟立丽，曹学武

(上海交通大学 机械与动力工程学院，上海 200240)

安全壳是核电厂防止放射性裂变产物进入环境的最后一道屏障。安全壳超压排放作为严重事故缓解策略，通过将载有放射性气溶胶的混合气体通入水池以降低安全壳超压失效的风险，同时对排放气体进行过滤以减少放射性向环境的释放[1]，故有必要合理评估水池对气溶胶的水洗过滤效果。

国际上针对放射性物质水洗过程的实验研究以及程序开发从20世纪70年代逐步展开，包括美国电力研究院(EPRI)的ACE实验和EPRI实验、西班牙环境能源技术研究中心(CIEMAT)的LACE-Espana实验和RCA实验、瑞士保罗谢尔研究所(PSI)的POSEIDON及其二期实验等，研究了气溶胶、载气、注气装置特性以及水池条件对水洗效果的影响，主要集中于沸水堆(BWR)抑压水池以及压水堆(PWR)稳压器卸压箱等典型事故场景[2-3]。目前国内针对放射性核素的空间迁移行为[4-5]、安全壳过滤排放措施[6]、气溶胶再悬浮现象[7]等开展了大量的实验、数值分析与模型研究，同时采用一体化严重事故仿真程序进行典型事故工况下的源项分析[8-9]。但专门研究放射性气溶胶通过水池被去除的过程很少。针对先进堆型以及不同事故条件下气溶胶水洗效果的评估，MELCOR等现有主流事故分析程序的适用性有待进一步验证且建模过程复杂[10-11]。因此，开发适用于分析各种堆型超压排放工况下放射性物质水洗效果的程序，对优化和评价核电厂安全系统设计、预测放射性物质向环境的释放具有重要意义。……