徐春艷，劉新華，*，柴國旱，毛亞蔚，楊林君，翁明輝，童節(jié)娟

（1.環(huán)境保護部核與輻射安全中心，北京 100082；2.中國核電工程有限公司，北京 100089；3.中廣核工程有限公司，深圳 518026；4.上海核工程研究設(shè)計院，上海 200233；5.清華大學(xué)，北京 100084）

核電廠嚴(yán)重事故工況下放射性廢液滯留包容原則和措施

徐春艷1，劉新華1，*，柴國旱1，毛亞蔚2，楊林君3，翁明輝4，童節(jié)娟5

（1.環(huán)境保護部核與輻射安全中心，北京 100082；2.中國核電工程有限公司，北京 100089；3.中廣核工程有限公司，深圳 518026；4.上海核工程研究設(shè)計院，上海 200233；5.清華大學(xué)，北京 100084）

福島核事故后，嚴(yán)重事故廢液的安全問題受到廣泛關(guān)注。本文基于放射性廢液的可控制性，研究確定了事故廢液在核電廠內(nèi)滯留和包容，不向環(huán)境排放的原則，并提出了AP1000以及國產(chǎn)自主化三代堆嚴(yán)重事故工況下放射性廢液源項以及事故廢液滯留和包容的措施，確保嚴(yán)重事故工況下環(huán)境安全特別是周邊水資源安全。

核電廠；嚴(yán)重事故；放射性廢液；滯留和包容

日本福島核事故是繼前蘇聯(lián)切爾諾貝利核事故后的又一次7級事故，給人類和環(huán)境造成了巨大的影響。與以前發(fā)生的核事故相比，福島核事故是由9級地震后的強海嘯引起的一次特殊的核事故，在事故后持續(xù)產(chǎn)生了大量放射性廢液，并排放或泄漏進入周邊海域，且到目前為止還在向海洋釋放。據(jù)聯(lián)合國原子輻射影響科學(xué)委員會2013年報告［1］，福島核事故直接向海洋排放的放射性131I和137Cs分別約為1.0×1017Bq和1.2× 1015Bq，分別是其大氣釋放量的50%和10%。如何降低甚至避免核電廠在嚴(yán)重事故工況下的放射性廢液對周邊水體的危害，成為我國政府和公眾對核電發(fā)展最為關(guān)心的問題之一。

福島核事故發(fā)生后，我國對在運和在建核電廠的核安全綜合檢查表明［2］：我國核電廠具備一定的嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解能力，安全風(fēng)險處于受控狀態(tài)，安全是有保障的。同時，2012年發(fā)布的《核安全與放射性污染防治“十二五”規(guī)劃及2020年遠景目標(biāo)》［3］提出了“‘十三五’及以后新建核電機組力爭實現(xiàn)從設(shè)計上實際消除大量放射性物質(zhì)釋放的可能性”的要求。

本文基于放射性廢液的可控制性，研究確定事故廢液滯留和包容，不向環(huán)境排放的原則，并提出AP1000以及國產(chǎn)自主化三代堆嚴(yán)重事故工況下放射性廢液源項以及事故廢液滯留和包容的措施，確保嚴(yán)重事故工況下環(huán)境安全，特別是周邊水資源安全。目前，事故廢液滯留和包容的原則已經(jīng)體現(xiàn)在《“十二五”期間新建電站安全要求》（征求意見稿）［4］“對于核電廠嚴(yán)重事故工況下產(chǎn)生的放射性廢液，應(yīng)考慮有效的滯留和包容措施，以便于進行后續(xù)處理”的要求中。

1 嚴(yán)重事故廢液滯留和包容的原則

基于放射性廢液的可控制性，確定將這類事故產(chǎn)生的廢液滯留和包容在廠內(nèi)，留待后續(xù)處理，確保環(huán)境安全。為確保核電廠在嚴(yán)重事故工況下放射性廢液的有效控制，滯留和包容措施需遵循以下原則：

（1）縱深防御原則；

（2）多樣性和冗余性原則；

（3）滯留和包容時間足夠后續(xù)處理需要原則。

根據(jù)國家的應(yīng)急響應(yīng)能力和工業(yè)技術(shù)水平，用于嚴(yán)重事故廢液的滯留和包容的措施應(yīng)能提供幾個月到幾年的有效性，以便進行后續(xù)事故廢液處理的準(zhǔn)備和實施。

2 嚴(yán)重事故廢液源項

嚴(yán)重事故的可能情況是非常復(fù)雜的［5］，也是多種多樣的。為了推進有關(guān)放射性廢液的滯留和包容能力的工程措施研究，本文在福島核事故經(jīng)驗數(shù)據(jù)的基礎(chǔ)上［6-7］，提出了極端嚴(yán)重事故源項和其他嚴(yán)重事故源項兩類源項，在一定程度上包絡(luò)可能出現(xiàn)的嚴(yán)重事故的廢液源項。

2.1 極端嚴(yán)重事故廢液源項

本文基于工程判斷方法，對極端嚴(yán)重事故工況下廢液產(chǎn)生量的估計做以下保守假設(shè)：

（1）全堆芯熔化，但能高置信度地維持反應(yīng)堆壓力容器和鋼安全殼的完整性，保證通過安全殼內(nèi)閉式循環(huán)排出反應(yīng)堆和/或安全殼內(nèi)熱量，并將事故廢液滯留在安全殼內(nèi)；

（2）廢液的產(chǎn)生量由安全殼內(nèi)系統(tǒng)儲水總量和應(yīng)急補水兩部分構(gòu)成。根據(jù)各堆型的系統(tǒng)設(shè)計，將所有可能投入運行的各系統(tǒng)儲存水量簡單疊加；同時保守考慮應(yīng)急補水，安全殼內(nèi)應(yīng)急補水流量約20m3·h-1；

（3）除惰性氣體外，其它從堆芯釋放到安全殼內(nèi)的核素都認為被安全殼噴淋捕捉沉降在安全殼內(nèi)，且平均約10%的份額溶解于水中，核素在水中均勻分布。

核電廠安全殼內(nèi)的主要水源可能由于極端嚴(yán)重事故出現(xiàn)的堆芯損傷而受到污染，并成為放射性廢液。表1～表3給出了AP1000［8］和兩種國產(chǎn)自主化三代堆［9-10］在極端嚴(yán)重事故工況下安全殼內(nèi)放射性廢液的來源和水量。

表1 AP1000極端嚴(yán)重事故安全殼內(nèi)放射性廢液來源和水量Table 1 AP1000 containment liquid radioactivewaste volum e and sources in case of extrem ely severeaccident

表2 方案一極端嚴(yán)重事故安全殼內(nèi)放射性廢液來源和水量Table2 Option one containment liquid radioactivewaste volum eand sources in caseof extremely severeaccident

表3 方案二極端嚴(yán)重事故安全殼內(nèi)放射性廢液來源和水量Table 3 Option two containment liquid radioactivewaste volumeand sources in caseof extremely severe accident

從表1～表3可以看出，在極端情況下，核電廠各功能系統(tǒng)產(chǎn)生的廢液總量約3300～5 700m3，這些廢液分布在反應(yīng)堆廠房。加上殼內(nèi)應(yīng)急補水，事故后3天達到4 800～7 200m3，7天達到6700～9 100m3。

根據(jù)18個月?lián)Q料堆芯積存量以及以上廢液的產(chǎn)生量，使用嚴(yán)重事故分析中的堆芯放射性物質(zhì)進入安全殼的份額［11］（見表4）估算AP1000和國產(chǎn)自主化三代堆極端嚴(yán)重事故工況下放射性廢液的活度濃度在1010Bq·L-1量級。根據(jù)《放射性廢物分類》（GB 9133-1995），高放廢液的活度濃度大于4.0×1010Bq·L-1，因此這類極端嚴(yán)重事故廢液的活度已位于中放廢液的上限。

必須指出，現(xiàn)在的核電廠在嚴(yán)重事故預(yù)防和緩解措施方面已進行了很大的改進［12］，尤其是AP1000［13］和國產(chǎn)自主化三代堆［14-15］。這些數(shù)值是在極端保守的情況下的估計值，僅用來評估極端事故工況下廢液的滯留和包容能力。

2.2 其他嚴(yán)重事故源項估算

極端嚴(yán)重事故源項的估計是嚴(yán)重事故廢液放射性水平的上限。為了便于研究嚴(yán)重事故工況下廢液的滯留和包容措施，需要對嚴(yán)重事故廢液的放射性水平做出現(xiàn)實的估計。

表4 堆芯放射性物質(zhì)釋放進入安全殼的份額（%）Table 4 Core releaseshare of radioactivematerial into the containm ent（%）

表5列出了東京電力公司2011年5月31日報告的各機組較高放射性積水量和活度濃度［7］?？梢钥闯?，這些積水的放射性活度濃度在107～1010Bq·L-1量級，屬于中放廢液，四臺機組積水總體積約為10萬m3，累計處理了84萬m3。

表5 福島各機組較高放射性積水量及活度濃度（2011.5.31）Table 5 Fukushim a higher radioactivewater volum eand activity concentration in each un it（2011.5.31）

盡管我國的核電廠不可能發(fā)生福島這樣的核事故，但是從嚴(yán)重事故廢液源項分析的角度出發(fā)，可以看出2.1節(jié)給出的極端嚴(yán)重事故廢液源項從放射性總量上是保守的，從活度濃度分布上是不可能覆蓋所有嚴(yán)重事故景象的。

在沒有對可能產(chǎn)生大量放射性廢液的嚴(yán)重事故深入研究的現(xiàn)階段，為了研究放射性廢液的滯留和包容措施，假定其他嚴(yán)重事故的廢水量在幾千到幾萬m3范圍內(nèi)，活度濃度分布于從低放到中放區(qū)間，達不到高放廢液水平。

2.3 源項結(jié)論

根據(jù)2.1和2.2節(jié)的兩類嚴(yán)重事故源項分析結(jié)果，得出在現(xiàn)階段用于放射性廢液滯留和包容措施的廢液源項為：

（1）極端嚴(yán)重事故源項：廢液量小于1萬m3，活度濃度約1010Bq·L-1，屬于中放廢液上限；

（2）其他嚴(yán)重事故源項：廢液量幾千到幾萬m3，活度濃度分布于從低放到中放區(qū)間。

3 嚴(yán)重事故廢液的滯留和包容措施

日本福島核事故后，國內(nèi)相關(guān)單位借鑒福島核事故的經(jīng)驗反饋，對嚴(yán)重事故后放射性廢液的控制措施進行了研究。這些研究提出的事故廢液滯留和包容措施包括反應(yīng)堆廠房、核島其他廠房、貯罐、滯留池和其他措施等，以下簡要介紹這些措施的滯留和包容能力及其他設(shè)計考慮。

3.1 反應(yīng)堆廠房

反應(yīng)堆廠房的外層結(jié)構(gòu)為安全殼，其功能是事故工況下放射性廢氣的包容，具有高抗震（抗震I類）、承壓和極低氣體泄漏的性能。在嚴(yán)重事故工況下，對于放射性廢液也是最佳包容場所。在極端嚴(yán)重事故工況下，放射性廢液的來源是反應(yīng)堆廠房內(nèi)的廢水（如一回路冷卻劑）和事故控制產(chǎn)生的廢水（如安注噴淋水），產(chǎn)生于反應(yīng)堆廠房，應(yīng)在反應(yīng)堆廠房內(nèi)包容。考慮到事故工況下的廢液放射性水平較高，轉(zhuǎn)移到其他場所進行處理在技術(shù)路線上可能是不恰當(dāng)?shù)?，因此反?yīng)堆廠房是極端事故工況下的唯一包容場所。對于其他嚴(yán)重事故，在反應(yīng)堆廠房內(nèi)產(chǎn)生的廢液，也在反應(yīng)堆廠房內(nèi)包容。必要時，反應(yīng)堆廠房可以作為其他廠房產(chǎn)生的廢液的包容場所。

AP1000堆型：反應(yīng)堆廠房0m以下空間對放射性廢液滯留和包容能力約為3 300m3。國產(chǎn)自主化三代堆型方案一：反應(yīng)堆廠房0m以下空間對放射性廢液滯留和包容能力約為11600m3。國產(chǎn)自主化三代堆型方案二：反應(yīng)堆廠房0m以下空間對放射性廢液滯留和包容能力約為5 600m3。

3.2 核島其他廠房

除反應(yīng)堆廠房外的核島其他廠房基本都按抗震I類進行設(shè)計（AP1000的廢物廠房不是抗震I類），具有一定的氣密性，可以作為嚴(yán)重事故工況下廢液的有效包容場所。由于核輔助廠房等核島其他廠房內(nèi)有大量設(shè)備，為了減少事故處理的廢物量，這些廠房最好僅滯留和包容本廠房內(nèi)產(chǎn)生的低中放廢液，當(dāng)然也應(yīng)滯留和包容反應(yīng)堆廠房泄漏到本廠房的廢液。必要時，作為縱深防御措施，這些廠房可以互為備用。

AP1000堆型：核島其他廠房0m以下空間放射性廢液滯留和包容能力約為3 000m3。國產(chǎn)自主化三代堆方案一：滯留和包容能力約為81400m3。國產(chǎn)自主化三代堆方案二：滯留和包容能力約為48 000m3?？梢钥闯?，兩種國產(chǎn)自主化三代堆型0m以下空間足夠滯留和包容嚴(yán)重事故工況下廢液。AP1000堆型0m以下空間，足夠滯留和包容極端事故工況下廢液，但不足以滯留和包容其他嚴(yán)重事故工況下的廢液。

3.3 廢液貯罐

鑒于極端嚴(yán)重事故放射性廢液的活度為中放廢液上限，核電廠內(nèi)的各種廢液貯罐都不具有包容能力。對于除極端事故外的嚴(yán)重事故廢液，核電廠內(nèi)的各種廢液貯罐都可以暫存?？紤]到縱深防御和多樣性等原則，核電廠應(yīng)建設(shè)適量的廢液貯罐，必要時可預(yù)留放置臨時貯罐的場地。

在發(fā)生嚴(yán)重事故時，核電廠液態(tài)流出物排放監(jiān)測箱可以排空，貯存事故中產(chǎn)生的低中放廢液留待處理。目前，我國濱海核電廠設(shè)置了核島廢液排放廠房廢液監(jiān)測箱（總有效容積約1500m3）、常規(guī)島廢液排放監(jiān)測箱（總有效容積1 500～3 000m3）。

在目前已有的部分內(nèi)陸核電廠的初步設(shè)計中，已經(jīng)考慮建造若干個廢液滯留罐，對擬排放的液態(tài)流出物進行暫存衰變，以進一步減少向環(huán)境的排放。這些貯罐用于其他嚴(yán)重事故的廢液暫存也是恰當(dāng)?shù)?。無論內(nèi)陸還是濱海核電廠，都應(yīng)在正常運行排放貯罐的基礎(chǔ)上，根據(jù)事故廢液暫存的需要，設(shè)置若干個廢液貯罐；或者預(yù)留場地，以便必要時及時增設(shè)貯罐。

3.4 滯留池

滯留池是專門為暫存嚴(yán)重事故中產(chǎn)生的低放廢液而設(shè)計的縱深防御和多樣性措施。作為多重屏障縱深防御的措施，可以設(shè)置專門的事故放射性廢液滯留池。滯留池一般為鋼筋混凝土結(jié)構(gòu)，滯留池的容積按2臺機組發(fā)生嚴(yán)重事故時需排出的放射性廢液進行設(shè)計。滯留池按民用設(shè)計規(guī)范乙類進行設(shè)計。在核電廠正常運行期間，滯留池應(yīng)配有疏水排空措施，上部需適當(dāng)考慮預(yù)防外部雨水等侵入的防護措施，以免非正常積水導(dǎo)致事故工況下滯留池不能及時投運。事故工況下，可通過臨時泵和臨時管道將廢液送至滯留池。應(yīng)定期對滯留池進行檢查，發(fā)現(xiàn)有保護涂層脫落或裂紋等缺陷應(yīng)及時修補，以免發(fā)生滲漏。

3.5 分析比較

表6列出了以上這些措施的占地、建造費用、輻射防護和運行維護等方面的比較情況，也列出了各種措施的滯留和包容時間。

表6 廢液包容和滯留措施比較分析Table 6 Com parative analysisofm easures of liquid waste containm ent and retention

根據(jù)第2節(jié)提出的嚴(yán)重事故廢液滯留和包容原則，分別分析其在縱深防御、多樣性和冗余性中的作用，以及有效的滯留和包容時間，研究提出了AP1000以及兩種國產(chǎn)自主化三代堆嚴(yán)重事故工況下的事故廢液滯留和包容措施（見表7）。

表7 嚴(yán)重事故廢液滯留和包容縱深防御措施建議Table7 Proposedmeasuresof the containmentand retention ofdefense in depth of liquid waste in severe accident

4 結(jié)論及建議

通過以上研究分析發(fā)現(xiàn)，反應(yīng)堆廠房和核島其他廠房基本可以實現(xiàn)嚴(yán)重事故廢液的滯留和包容。但考慮到滯留和包容的縱深防御、多樣性和冗余性原則，提出如下建議：

（1）核電廠應(yīng)在廠房外增設(shè)廢液貯存設(shè)施，包括地面貯存罐、滯留池。發(fā)生嚴(yán)重事故時，對放射性廢液，實現(xiàn)從安全殼和核島廠房內(nèi)的包容和滯留，到廠房外廢液貯罐和滯留池的滯留和包容等措施，確保其滯留和包容能力滿足事故廢液處理的準(zhǔn)備和實施。

（2）對于廠房外滯留措施的選擇，應(yīng)結(jié)合場址的地理和地質(zhì)條件，并保證措施的冗余性和多樣性。此外，在設(shè)計中還要從運行維護、輻射防護、經(jīng)費投入和退役等多方面的因素綜合考慮。建議對于濱海核電廠選擇核島廠房+貯罐的方式；對于內(nèi)陸核電廠選擇核島廠房+貯罐+滯留池的方式。

鑒于本文是初步研究成果，建議對設(shè)計基準(zhǔn)事故和嚴(yán)重事故下放射性廢液的產(chǎn)生機理和產(chǎn)生量開展專題研究，給出事故工況下的廢液源項，以便后續(xù)有針對性地開展事故廢液的滯留和包容措施研究以及事故后廢液處理技術(shù)研究。

［1］United Nations Scientific Committee on the Effectsof Atomic Radiation.2013ReportVolume1［R］.UNSCEAR，2013.

［2］國家核安全局.關(guān)于全國民用核設(shè)施綜合安全檢查情況的報告［R］.北京：核安全局，2012.

［3］國家核安全局.核安全與放射性污染防治“十二五”規(guī)劃及2020年遠景目標(biāo)［R］.北京：核安全局，2012.

［4］國家核安全局.“十二五”期間新建電站安全要求（征求意見稿）［R］.北京：核安全局，2013.

［5］劉濤，玉宇，童節(jié)娟，等.核電廠嚴(yán)重事故序列選取準(zhǔn)則探討［J］.科技導(dǎo)報，2009，27（19）：24-27.

［6］王海洋，王曉霞，黃樹明，等.福島第一核電廠事故源項估算及方法比較［J］.核安全，2011（2）：14-19.

［7］東京電力公司.廢液積存量/處理進展周報［R］.東京：東京電力公司，2011-2014.

［8］上海核工程研究設(shè)計院.AP1000核電廠事故工況下放射性廢液的包容和控制研究［R］.2013.

［9］中國核電工程有限公司.核電廠嚴(yán)重事故工況下廢液的包容和控制研究［R］.2013.

［10］深圳中廣核工程設(shè)計有限公司.事故廢液核島廠房外滯留方案［R］.2013.

［11］IAEA.A Simplified Approach to Estimating Reference Source Termsfor LWRDesign［S］.IAEA-TECDOC1127.1999.

［12］王中堂.加強嚴(yán)重事故研究，提高核電廠安全水平［J］.核安全，2014（3）：1-3．

［13］張英振.AP-1000嚴(yán)重事故緩解措施［J］.核安全，2007（2）：38-45．

［14］溫鴻鈞.“華龍一號”：核電發(fā)展新起點［J］.中國電業(yè)（發(fā)電版），2014（10）：43-46．

［15］“華龍一號”檔案［J］.環(huán)球市場信息導(dǎo)報，2014（44）：74-76.

A Prelim inary Study on thePrincip lesand M easurementsof Retention and ContainmentofRadioactive LiquidW aste under SevereAccidentConditionsofNPPs

XU Chunyan1，LIUXinhua1，*，CHAIGuohan1，MAOYawei2，YANG Linjun3，WENGM inghui4，TONG Jiejuan5
（1.Nuclearand Radiation SafetyCenterofMinistryofEnvironmentProtectionofChina，Beijing100082，China；2.ChinaNuclear PowerEngineeringCo.，Ltd.，Beijing100089，China；3.ChinaNuclear Power EngineeringCo.，Ltd.，Shenzhen518026，China；4.ShanghaiNuclearPowerEngineeringResearch&Design Institute，Shanghai200233，China；5.TsinghuaUniversity，Beijing100084，China）

Unprecedented attention is paid to the safety of radioactive liquid waste under severe accident conditionsof NPPsafter Fukushimaaccident.For China’snew ly-builtnuclearpower plants，on thebasisof thecontrollability of the liquid，a prelim inary study on the principles，source term andmeasurementsof retention and containmentof radioactive liquid waste in case ofsevereaccidentwascarried out.The aim of this study is to controlthe radioactivity released to theenvironment.

nuclear powerplants；severeaccident；radioactive liquid waste；retention and containment

TM 623.8

：A

：1672-5360（2015）04-0012-05

2015-08-23

2015-09-11

國家科技重大專項，項目編號2013ZX 06002001

徐春艷（1980—），女，湖南長沙人，高工／碩士，化學(xué)工程專業(yè)，現(xiàn)主要從事放射性廢物管理審評和監(jiān)督工作

*通訊作者：劉新華，E-mail：liuxhua225@sina.com