王辉， 邢继， 孙中宁， 王一博

(1.哈尔滨工程大学 核安全与仿真技术国防重点学科实验室，黑龙江 哈尔滨 150001； 2.中国核电工程有限公司， 北京 100840)

压水堆核电厂严重事故期间堆芯熔化，释放大量放射性裂变产物进入安全壳，这些裂变产物以气体或气溶胶的形态在安全壳内输运，当安全壳失效时，这些裂变产物将释放到外界环境，威胁公众安全。即使安全壳未被破坏，这些有害物质仍可能经由混凝土安全壳缝隙、墙体与管道接口缝隙、阀门旁路等窄缝通道进入大气环境，给周边人员及环境带来影响[1]。传统的安全分析假设气溶胶泄漏率和气体泄漏率相等，并未考虑到缝隙对气溶胶的滞留作用，因而该假设是保守的[2]。为降低严重事故放射性后果计算中的保守性和不确定性，学者开展了缝隙内气溶胶的滞留特性的实验和理论研究[3-5]，研究表明：安全壳缝隙对气溶胶颗粒具有很强的滞留作用，与气体泄漏率相比，气溶胶的泄漏率会显著降低。Morewitz等[6]提出直接根据缝隙的当量直径来预测气溶胶的泄漏率模型。Nelson等[7]对毛细管内气溶胶滞留开展了实验研究，发现毛细管内气溶胶甚至会出现堵塞。缝隙内气溶胶的沉积受多种机理影响，如重力沉降、布朗扩散、湍流扩散和湍流碰撞，当缝隙表面温度远低于气体温度时，还存在着热泳沉积，当气体含有水蒸气且在缝隙表面冷凝时，也存在着扩散泳沉积等。为快速计算缝隙内气溶胶的穿透及滞留系数，研究人员基于实验和理论分析，总结了一系列关系式。……