在应对全球气候变化的背景下，限制放射性释放是大规模部署核反应堆的关键要求（Moe, 2010）。然而，三里岛、切尔诺贝利和福岛的事故凸显了第二代和早期第三代反应堆相关的放射性释放的重大风险，从而削弱了公众对核能安全的信心。为了提高核安全，第四代反应堆（Locatelli等人，2013），特别是高温气冷反应堆（HTGR），由于其固有的安全特性、无熔化堆芯设计和被动安全系统，重新引起了全球的关注。HTGR在各国进行的测试中展示了在罕见事故场景（DBA1）中的稳健安全特性（Zhang等人，2024；Nakagawa等人，2004）。然而，某些极端事故场景（DBA2），如失压强制冷却（DLOFC）（Dou等人，2024；Zhipeng等人，2020），由于实际限制（Sieh和Bindra，2024），难以通过实验进行测试，可能带来安全风险。
在事故安全分析中，数值模拟在补充实验测试方面起着至关重要的作用。基于详细事故描述的准确模拟首先识别涉及的放射性源项，然后为这些源项提出适当的模型，最终提供可靠的放射性释放后果。DLOFC是HTGR可能发生的最严重事故。在DN65管道破裂导致的减压过程中，潜在的事故源项包括随冷却剂喷出的空气中的放射性物质、吸附在回路和氦气净化系统（HPS）表面的核素的解吸、沉积的石墨粉尘的重新悬浮以及由于堆芯加热而产生的额外释放。这些放射性物质通过泄漏口流入安全壳，并由于安全壳的减压而随后释放到环境中，造成放射性危害。
大量研究集中在DLOFC事件期间的瞬态热流体响应上（Zheng等人，2018；Husnayani等人，2021；Sato等人，2014；Guan等人，2022；Xu等人，2024），一些研究考察了来自堆芯的放射性释放（Berens等人，2024）或应用保守模型进行环境排放评估（Wang等人，2020；Ao Liu等人，2024）。然而，对核岛内放射性物质行为的多尺度分析仍然相对有限。Wagner使用了反应堆安全分析代码MELOCR（Wagner等人，2023），该代码整合了中子物理、热流体、化学和源项，分析了PBMR-400在DLOFC场景下的系统动态特性。MELOCR的强大集成分析能力使其能够模拟堆芯温度分布的变化、回路内的自然循环的建立以及由于腐蚀导致的石墨结构的退化。然而，在关注源项分析时，均质化燃料颗粒的建模忽略了燃料颗粒随机操作历史对加热阶段核素释放的影响。AVR的辐照后燃料性能测试结果不能直接代表新反应堆设计中使用的TRISO颗粒。此外，使用简化的化学吸附系数来评估空气中核素在回路表面的沉积引入了额外的不确定性。这些源项模型与实际条件之间的差异可能导致事故后果评估的不准确。
DLOFC事故期间的放射性释放可以分为两个阶段：早期减压释放和加热阶段的长期额外释放。前者源于反应堆稳态运行期间在主回路中积累的放射性物质因减压而喷射。后者源于由于堆芯加热而滞留在燃料中的裂变产物（FPs）的加速向外扩散。这两个源项模型的准确性对于模拟结果的可靠性至关重要。大量研究和项目专注于准确模拟稳态运行期间回路中核素和粉尘的传输行为，旨在评估放射性热点设备的维护安全性和辐射屏蔽的设计。例如，我们之前关于主回路源项特性的研究（Cao等人，2025），以及LOOP（Chen等人，2018）、FIST（Li，2019）、RADAX（Stassen，2006）、SPATRA（Moormann，1992）、GAMMA-FP（Yoo等人，2010）和PADLOC（Hudritsch和Smith，2018）等项目，都为这一研究领域做出了贡献。然而，很少有研究关注整个回路的详细节点离散化，并将所得的放射性分布应用于事故源项计算。对于核素从堆芯的扩散和释放，一些研究对平衡堆芯的释放进行了彻底分析，例如我们小组之前的随机颗粒全堆释放模型（Cao等人，2025a），以及STACY（Xhonneux和Allelein，2014）、FIPREX-GETTER（van der Merwe和Clifford，2008）和FIRCS（Raza等人，2025a）等代码。这些模型有潜力与完整的事故进展相结合，实现颗粒级的全堆额外释放模拟。然而，相关报告仅限于Miftasani的工作（Miftasani等人，2025）和van der Merwe的研究（van der Merwe和Clifford，2008）。Miftasani基于STACY程序对PELUIt堆芯进行了多物理场耦合模拟，整合了燃料性能、中子物理和堆芯热流体。不幸的是，PELUIt使用的是OTTO燃料循环，其操作特性与MEDUL循环反应堆（如高温气冷反应堆颗粒床模块HTR-PM Zhang等人，2018）示范电厂）有显著差异，因此不能代表所有颗粒床反应堆。尽管van der Merwe模拟了DLOFC场景下的颗粒床堆芯释放，但没有进行覆盖整个核岛范围的多尺度耦合模拟。
总之，以往的研究对于DLOFC场景采用了相对粗糙的源项模型，并缺乏对核岛内源项动态的多尺度、完全耦合分析。为了克服这些限制并提供更可靠的放射性释放预测，本研究提出了一个全面的多尺度DLOFC源项分析框架。
所提出的框架结合了中子物理、堆芯热流体、燃耗、核素扩散、热传导和燃料性能分析，构建了一个颗粒级的全堆释放模型，该模型与事故进展相结合。它解决了稳态和事故条件下的时间依赖性全堆释放率。此外，该框架采用了一维四区传输-沉积模型和集总参数模型来表示核岛内的核素行为。这些模型应用于精细节点化的主回路，能够在事故发生前计算核岛内的初始放射性分布。最后，该框架结合了FRG的解吸模型和操作数据，模拟稳态运行、减压时刻以及随后的加热阶段期间核芯、主回路、安全壳和环境之间的核素传输路径，从而能够计算特定位置和时间间隔的传输活性。本研究使用HTR-PM作为参考案例，对DLOFC场景进行了全面的源项分析，并展示了相应的放射性释放后果。
