黎 輝，梅其良，付亞茹

（上海核工程研究設(shè)計(jì)院，上海 200233）

核電廠氚的產(chǎn)生和排放分析

黎 輝，梅其良，付亞茹

（上海核工程研究設(shè)計(jì)院，上海 200233）

研究核電廠中氚在堆芯和主冷卻劑中的產(chǎn)生方式，以及進(jìn)入環(huán)境的途徑、形態(tài)和排放量，是核電廠輻射環(huán)境影響評(píng)價(jià)非常重要的內(nèi)容之一。本文通過(guò)分析壓水堆核電廠中的主冷卻劑系統(tǒng)、輔助系統(tǒng)、三廢系統(tǒng)和廠房通風(fēng)系統(tǒng)的運(yùn)行模式，結(jié)合國(guó)際上的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)參數(shù)，研究主冷卻劑中的氚排放進(jìn)入環(huán)境大氣的途徑和形態(tài)。研究結(jié)果表明：理論計(jì)算分析結(jié)果與電廠運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)數(shù)據(jù)相吻合，氚主要通過(guò)燃料棒中的三元裂變，可燃毒物棒中硼的活化以及主冷卻劑中硼、鋰和氘流經(jīng)堆芯時(shí)的活化產(chǎn)生，主要以液態(tài)氚水形式排放，影響氣液兩相分配份額的主要因素取決于主冷卻劑向反應(yīng)堆廠房和輔助廠房的泄漏率。

氚產(chǎn)生；氚排放；遷移特性

氚屬于弱β釋放體，不會(huì)產(chǎn)生外照射危害。但由于氚半衰期很長(zhǎng)，且具有很高的同位素之間的交換率，易被生物體吸收造成內(nèi)照射影響。因此，如何控制核設(shè)施中氚的產(chǎn)生和排放及其對(duì)環(huán)境的影響顯得尤為重要，采用合適的管理措施以及實(shí)踐是必要的手段。

核電廠是一極端復(fù)雜和多系統(tǒng)的綜合體，研究氚在堆芯和主冷卻劑中的產(chǎn)生方式，以及進(jìn)入環(huán)境的途徑、形態(tài)和排放量，是核電廠輻射環(huán)境影響評(píng)價(jià)非常重要的內(nèi)容之一。

在壓水堆中，氚主要通過(guò)燃料棒中的三元裂變、可燃毒物棒中硼的活化以及主冷卻劑中硼、鋰和氘流經(jīng)堆芯時(shí)的活化產(chǎn)生。壓水堆的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)表明，氚主要以氚化水的形式存在。本文通過(guò)分析壓水堆核電廠中的主冷卻劑系統(tǒng)、輔助系統(tǒng)、三廢系統(tǒng)和廠房通風(fēng)系統(tǒng)的運(yùn)行模式，結(jié)合國(guó)際上的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)參數(shù)，研究主冷卻劑中的氚排放進(jìn)入環(huán)境大氣的途徑和形態(tài)。

1 主回路氚的產(chǎn)生

1.1 燃料的三元裂變產(chǎn)生的氚

核燃料裂變時(shí)，會(huì)有一部分發(fā)生三元裂變。三元裂變產(chǎn)生的氚比其他途徑要大得多，三元裂變產(chǎn)生的氚會(huì)以一定份額從燃料芯塊和燃料棒包殼進(jìn)入主冷卻劑，因此，三元裂變是主回路中氚的主要貢獻(xiàn)之一。氚通過(guò)包殼的傳輸機(jī)理通常有：1）氚可通過(guò)晶粒邊界和完整包殼擴(kuò)散；2）氚可通過(guò)包殼材料中的小孔或裂縫溢出；3）氚核的直接滲透。通常情況下，通過(guò)包殼材料的擴(kuò)散是主要的釋放途徑。

1.2 可燃毒物中的硼反應(yīng)產(chǎn)生的氚

含有B4C的可燃毒物棒在堆芯中可通過(guò)以下兩種途徑產(chǎn)生氚：1）10B（n，2α）T反應(yīng)；2）10B（n，α）7Li（n，nα）T反應(yīng)。10B（n，2α）T的反應(yīng)截面遠(yuǎn)小于10B（n，α）7Li的反應(yīng)截面，在分析可燃毒物棒中10B的消耗影響時(shí)，保守假設(shè)不考慮10B（n，2α）T的反應(yīng)導(dǎo)致10B的消耗。

1.3 主冷卻劑中的硼反應(yīng)產(chǎn)生的氚

壓水堆核電廠堆芯設(shè)計(jì)中，通常采用可溶硼作為控制堆芯反應(yīng)性的手段之一。反應(yīng)堆主冷卻劑中可溶硼與中子產(chǎn)生氚的反應(yīng)包括：1）10B（n，2α）T反應(yīng)；2）10B（n，α）7Li（n，nα）T反應(yīng)；3）11B（n，T）9Be反應(yīng)。

在上述反應(yīng)中，只有前兩個(gè)反應(yīng)對(duì)氚有顯著貢獻(xiàn)。11B（n，T）9Be反應(yīng)的閾能較高，堆內(nèi)能量高于14MeV的中子注量率一般低于1.0× 109cm－2·s－1，對(duì)應(yīng)的反應(yīng)截面也較小（約5× 10－27cm2），因此這一反應(yīng)產(chǎn)氚的量可忽略不計(jì)。

1.4 主冷卻劑中的鋰反應(yīng)產(chǎn)生的氚

在很多壓水堆核電廠中，氫氧化鋰用于主冷卻劑的pH值控制。由可溶鋰中子反應(yīng)產(chǎn)生的氚取決于主冷卻劑中鋰的濃度，反應(yīng)主要包括：1）7Li（n，nα）T反應(yīng)；2）6Li（n，α）T反應(yīng)。

盡管壓水堆核電廠中采用的氫氧化鋰主要是7Li，豐度一般在98%以上，但由于7Li的反應(yīng)閾值很高且反應(yīng)截面小，而6Li的反應(yīng)沒(méi)有閾值且低能中子的反應(yīng)截面非常大，因此6Li（n，α）T反應(yīng)產(chǎn)生的氚相對(duì)7Li（n，nα）T要多得多。

1.5 主冷卻劑中的氘反應(yīng)產(chǎn)生的氚

主冷卻劑中的氘通過(guò)2H（n，γ）T反應(yīng)產(chǎn)生氚。壓水堆的慢化劑和冷卻劑均采用輕水，根據(jù)壓水堆的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，由于主冷卻劑中氘的天然豐度小于0.015%，由這個(gè)反應(yīng)產(chǎn)生的氚一般可忽略（小于1.85×1011Bq／a）。

2 氚向環(huán)境的排放分析

在壓水堆正常運(yùn)行期間，主回路中的氚會(huì)通過(guò)化學(xué)和容積控制系統(tǒng)的下泄和各類(lèi)設(shè)備泄漏到各廠房或二回路，然后經(jīng)過(guò)三廢處理系統(tǒng)和廠房通風(fēng)系統(tǒng)等途徑進(jìn)入外環(huán)境。在停堆換料期間，由于主回路水與換料水混合，氚會(huì)通過(guò)換料腔、換料通道、乏燃料池（包括正常運(yùn)行期間）蒸發(fā)后，經(jīng)過(guò)廠房通風(fēng)進(jìn)入外環(huán)境。

2.1 氚的液態(tài)排放途徑分析

1）通過(guò)硼回收系統(tǒng)排放的氚

在壓水堆核電廠正常運(yùn)行時(shí)，為了硼酸和補(bǔ)給水的循環(huán)使用，硼回收系統(tǒng)接收和回收反應(yīng)堆冷卻劑的排出流（若設(shè)置了硼回收系統(tǒng)）。因此，經(jīng)過(guò)硼回收系統(tǒng)處理后的液體絕大多數(shù)被復(fù)用，只有很小部分在蒸發(fā)序列中變成蒸殘液進(jìn)入固體廢物處理系統(tǒng)。

在硼回收系統(tǒng)中，液體經(jīng)過(guò)脫氣塔時(shí)，被脫出來(lái)的氣體經(jīng)過(guò)冷卻器和汽水分離器后氣體中的液體含量極少，汽水分離器中產(chǎn)生的液體排入液體廢物處理系統(tǒng)；液體經(jīng)過(guò)脫氣塔后再經(jīng)過(guò)蒸發(fā)序列產(chǎn)生蒸汽，蒸汽經(jīng)過(guò)汽水分離器和冷凝器后，絕大多數(shù)形成冷凝液回到主回路系統(tǒng)。

壓水堆核電廠氚以氚化水形式存在，主回路水經(jīng)過(guò)硼回收系統(tǒng)后排放到環(huán)境中的氚基本上可忽略不計(jì)。由于設(shè)備泄漏導(dǎo)致的氚排放，部分作為廢液由液體廢物處理系統(tǒng)排放；閃蒸進(jìn)入廠房大氣的氚，經(jīng)過(guò)廠房通風(fēng)以氣態(tài)的形式排放。

2）通過(guò)液體廢物處理系統(tǒng)排放的氚

放射性液體廢物處理系統(tǒng)（WLS）用于控制、收集、處理、輸送、儲(chǔ)存和處置電廠正常運(yùn)行包括預(yù)期運(yùn)行事件工況下所產(chǎn)生的放射性液體廢物。

壓水堆核電廠中的氚均來(lái)自主回路系統(tǒng)，廢液中的氚主要通過(guò)下泄主冷卻劑經(jīng)過(guò)液體廢物處理系統(tǒng)凈化處理后，部分可作為主回路補(bǔ)給水，其余的經(jīng)電廠循環(huán)冷卻水稀釋后向環(huán)境排放。在實(shí)際計(jì)算分析中，假定經(jīng)過(guò)液體廢物處理系統(tǒng)凈化后的水全部排放。

從主回路系統(tǒng)下泄的主冷卻劑絕大多數(shù)直接經(jīng)過(guò)廢液廢物處理系統(tǒng)后，經(jīng)廢液監(jiān)測(cè)箱檢測(cè)合格后排入環(huán)境。在系統(tǒng)和設(shè)備運(yùn)行過(guò)程中，由于閥門(mén)和泵等設(shè)備存在一定的泄漏，與反應(yīng)堆主冷卻劑系統(tǒng)（RCS）設(shè)備疏水形成的放射性液體廢物，由安全殼內(nèi)、外疏排水系統(tǒng)收集，再送往液體廢物處理系統(tǒng)。高壓和高溫的主冷卻劑在設(shè)備泄漏過(guò)程中存在閃蒸，部分液體被閃蒸形成蒸汽進(jìn)入廠房大氣，蒸汽中攜帶的氚作為氣態(tài)途徑通過(guò)廠房通風(fēng)系統(tǒng)排入環(huán)境。

其他途徑產(chǎn)生的廢液如取樣廢液、化學(xué)廢液以及洗手廢液，均通過(guò)收集最后排入液體廢物處理系統(tǒng)等進(jìn)行處理并檢測(cè)合格后排放。

3）通過(guò)蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)排放的氚

蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)中的氚主要取決于一、二回路的泄漏率，進(jìn)入到二回路的冷卻劑經(jīng)過(guò)蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)的處理后，排入汽輪機(jī)廠房?jī)?nèi)的廢液監(jiān)測(cè)箱，監(jiān)測(cè)合格后排放。

與核島廠房的運(yùn)行環(huán)境相比，蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)的溫度、壓力以及放射性等的影響相對(duì)較小，因此，其泵和閥門(mén)的泄漏率較小。本文分析假定進(jìn)入到二回路的氚均通過(guò)液態(tài)途徑排放，氣態(tài)途徑為零。

2.2 氚的氣態(tài)排放途徑分析

通過(guò)安全殼通風(fēng)系統(tǒng)排放的氚主要來(lái)自兩方面：設(shè)備泄漏液的閃蒸攜帶的氚和換料水池的池水蒸發(fā)攜帶的氚進(jìn)入到安全殼大氣，假設(shè)在進(jìn)入環(huán)境大氣的過(guò)程中沒(méi)有氚的損耗。

1）通過(guò)安全殼通風(fēng)系統(tǒng)排放的氚

由于考慮到從泵、閥門(mén)等設(shè)備泄漏出來(lái)的高溫和高壓的主冷卻劑部分會(huì)閃蒸成蒸汽進(jìn)入安全殼大氣，通過(guò)安全殼通風(fēng)系統(tǒng)進(jìn)入環(huán)境。本文分析時(shí)，考慮設(shè)備泄漏這部分作為進(jìn)入安全殼的途徑，目的是為了分析從安全殼大氣進(jìn)入環(huán)境的氚，其他的廢液均認(rèn)為進(jìn)入輔助廠房，然后進(jìn)入環(huán)境。

停堆換料時(shí)，假設(shè)主回路中冷卻劑與換料水箱中的水混合進(jìn)入到換料水池，且假設(shè)換料水池的水與乏燃料水池中的水均勻混合。在停堆換料期間，換料水池的蒸發(fā)會(huì)攜帶氚進(jìn)入到安全殼氣空間，并通過(guò)安全殼通風(fēng)系統(tǒng)進(jìn)入環(huán)境大氣。

2）通過(guò)輔助廠房通風(fēng)系統(tǒng)排放的氚

設(shè)備泄漏液的閃蒸攜帶的氚進(jìn)入到輔助廠房大氣，并通過(guò)輔助廠房的通風(fēng)系統(tǒng)排放進(jìn)入環(huán)境大氣。假設(shè)在進(jìn)入環(huán)境大氣的過(guò)程中沒(méi)有氚的損耗。

停堆換料時(shí)，假設(shè)主回路中冷卻劑與換料水箱中的水混合進(jìn)入到換料水池，且假設(shè)換料水池的水與乏燃料水池中的水均勻混合。在正常運(yùn)行和停堆換料期間，由于乏燃料水池的蒸發(fā)會(huì)攜帶氚進(jìn)入到輔助廠房氣空間，并通過(guò)輔助廠房通風(fēng)系統(tǒng)進(jìn)入環(huán)境大氣。

3）通過(guò)氣體廢物處理系統(tǒng)排放的氚

氣體廢物處理系統(tǒng)主要功能是收集和處理廢氣，確保經(jīng)處理后的氣態(tài)放射性對(duì)外環(huán)境的影響滿足GB 6249—2011［1］的要求。對(duì)于壓水堆核電廠，進(jìn)入本系統(tǒng)的氣體廢物主要來(lái)自卸壓箱、疏排水箱、容控箱、硼回暫存箱和脫氣塔。

來(lái)自各種途徑的放射性氣體中夾帶著少量的蒸汽，以氚化水形式存在的氚隨著蒸汽進(jìn)入到氣體廢物處理系統(tǒng)。為了確保氣體廢物處理系統(tǒng)放射性過(guò)濾的有效性，系統(tǒng)設(shè)置了氣體冷卻器冷卻通過(guò)的氣體，形成冷凝濕氣送往汽水分離器，收集到的冷凝液將會(huì)送往液體廢物處理系統(tǒng)。因此，從氣體廢物處理系統(tǒng)排放到環(huán)境的氣態(tài)氚可忽略不計(jì)。

3 參考電廠氚的產(chǎn)生和排放分析

本文以AP1000核電廠和秦山一期核電廠為參考電廠分析氚在主回路的產(chǎn)生量以及分析AP1000核電廠向環(huán)境排放的氚和氣液兩相的份額，并與國(guó)內(nèi)外運(yùn)行電廠進(jìn)行比較分析，說(shuō)明本文分析方法的合理性和保守性。

3.1 AP1000和秦山一期核電廠氚的產(chǎn)生量分析

根據(jù)西屋在役核電廠的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)測(cè)量數(shù)據(jù)，三元裂變產(chǎn)生的氚進(jìn)入主冷卻劑釋放份額的最佳估計(jì)值約為2%［2］。核電廠中一般采用硼來(lái)調(diào)節(jié)堆芯的反應(yīng)性變化，特別在停堆、啟堆以及負(fù)荷跟蹤的期間。AP1000核電廠則取消了硼回收系統(tǒng)，采用灰棒（鎢棒）來(lái)進(jìn)行負(fù)荷跟蹤。

AP1000核電廠采用鋰的平均濃度為3.0ppm，最大的鋰濃度為3.5ppm［3］。秦山一期核電廠采用的鋰濃度為2.2ppm。AP1000和秦山一期核電廠均采用含7Li濃度大于99.9%的LiOH。

可燃毒物棒一般只在初始循環(huán)使用，但為了延長(zhǎng)燃料循環(huán)、消除正慢化劑系數(shù)及采用可燃毒物來(lái)展平功率分布，也可能會(huì)在后續(xù)循環(huán)中使用可燃毒物?？扇级疚镆话阍谘h(huán)當(dāng)中消耗殆盡，并在燃料循環(huán)末期抽出。如果堆芯中設(shè)計(jì)的控制棒中也含有硼，其產(chǎn)生的途徑與可燃毒物棒類(lèi)似。對(duì)于秦山一期核電廠，堆芯設(shè)計(jì)不采用可燃毒物。

AP1000和秦山一期核電廠主回路中氚的產(chǎn)生量列于表1。

表1 主回路中氚的產(chǎn)生量Table 1 Amount of tritium produced in primary loop

3.2 AP1000核電廠氚的排放量分析

影響氣液兩相分配份額的主要因素取決于主冷卻劑向反應(yīng)堆廠房和輔助廠房的泄漏率。本文分析參考ANSI／ANS 55.6—1993［4］給出的美國(guó)在役運(yùn)行電廠的廢液產(chǎn)生量。運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)表明：反應(yīng)堆廠房中泄漏的主冷卻劑，其中主泵的泄漏占主要貢獻(xiàn)，但由于AP1000核電廠的主泵采用屏蔽泵，主泵的泄漏貢獻(xiàn)無(wú)需考慮；輔助廠房的泄漏貢獻(xiàn)主要來(lái)自泵和閥門(mén)，泄漏液的閃蒸因子則根據(jù)泄漏液與廠房環(huán)境的焓計(jì)算得到。

第2個(gè)影響氚氣態(tài)排放份額的途徑是換料水池和乏燃料水池池水的蒸發(fā)率，計(jì)算參數(shù)取自AP1000核電廠的設(shè)計(jì)參數(shù)。計(jì)算得到AP1000氚的產(chǎn)生量列于表2。

3.3 與在役電廠運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)的對(duì)比

1）氚產(chǎn)生量分析對(duì)比

根據(jù)調(diào)研得到的數(shù)據(jù)，采用NRC公布的美國(guó)2001—2006年壓水堆核電廠氚的排放數(shù)據(jù)（沒(méi)有考慮氚產(chǎn)生后的損失，包括乏燃料水池、固體廢物中的氚）、IAEA出版的TRS-421［5］給出的國(guó)際上的統(tǒng)計(jì)數(shù)據(jù)以及PWR-GALE程序［6］的計(jì)算結(jié)果，與本文采用TRICAL程序計(jì)算的結(jié)果進(jìn)行對(duì)比，結(jié)果列于表2。

表2 采用不同方法得到的AP1000核電廠氚的產(chǎn)生量Table 2 Amount of tritium produced in AP1000with different methods

從表2可看出，采用本方法計(jì)算得到的氚的產(chǎn)生量要小于PWR-GALE的計(jì)算值，但大于IAEA統(tǒng)計(jì)典型值和NRC 2001—2006年統(tǒng)計(jì)均值。IAEA的統(tǒng)計(jì)典型值主要來(lái)自20世紀(jì)80年代末，隨著壓水堆核電廠運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)的增多，管理水平的提高，2000年以后，氚的排放量進(jìn)一步降低，因此NRC 2001—2006年統(tǒng)計(jì)均值最小是符合規(guī)律的。本方法計(jì)算的氚的產(chǎn)生量要比PWR-GALE計(jì)算得到的結(jié)果小，但還是能包絡(luò)運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，具有現(xiàn)實(shí)的保守。

為了更進(jìn)一步說(shuō)明理論計(jì)算的可靠性，本文還對(duì)秦山一期核電廠的氚產(chǎn)生量數(shù)據(jù)進(jìn)行了對(duì)比分析，結(jié)果列于表3。

表3 采用不同方法得到的秦山一期氚的產(chǎn)生量Table 3 Amount of tritium produced in Qinshan Phase 1with different methods

從表3可看出，本方法的計(jì)算值能夠覆蓋運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)測(cè)量到的最大值以及IAEA統(tǒng)計(jì)典型值，但小于PWR-GALE的計(jì)算值。

2）氚的排放份額分析對(duì)比

本文對(duì)比分析了采用PWR-GALE程序計(jì)算、秦山一期核電廠的實(shí)測(cè)數(shù)據(jù)、IAEA的統(tǒng)計(jì)數(shù)據(jù)和本方法計(jì)算得到的AP1000核電廠氚的排放份額，結(jié)果列于表4。

表4 采用不同方法得到的AP1000核電廠氚的排放份額Table 4 Release fraction of tritium in AP1000with different methods

從表4可看出，本方法計(jì)算得到的氚的氣液兩相排放份額與IAEA統(tǒng)計(jì)典型值及秦山一期核電廠實(shí)測(cè)數(shù)據(jù)非常接近，與PWR-GALE計(jì)算得到的結(jié)果相差較大。從運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)角度看，本文分析方法得到的氚的排放份額較為合理。

表4的計(jì)算是基于AP1000核電廠屏蔽泵不存在泄漏的情況下得到的，如果考慮主泵也存在泄漏（參考ANSI／ANS 55.6—1993推薦的主冷卻劑泵泄漏率），采用本方法計(jì)算得到的氣態(tài)氚的排放份額將增大至13.8%，而氚的液態(tài)排放份額減小至86.2%，更加接近運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)。

當(dāng)然，根據(jù)本文分析結(jié)論，AP1000氣態(tài)排放的氚主要來(lái)自于泵和閥門(mén)的泄漏（取自運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)）。實(shí)際上AP1000核電廠由于管道和閥門(mén)等設(shè)備的大量減少，電廠管理水平更高，設(shè)備可靠性增加，這樣泵和閥門(mén)的泄漏率變小，則液態(tài)的排放份額會(huì)增大，而氣態(tài)排放份額會(huì)減小。

4 結(jié)論

本文通過(guò)理論分析并結(jié)合一定運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)給出壓水堆核電廠氚的產(chǎn)生量和排放份額，并與經(jīng)驗(yàn)運(yùn)行參數(shù)進(jìn)行對(duì)比，結(jié)果表明：理論計(jì)算分析結(jié)果與電廠運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)數(shù)據(jù)相吻合，氚主要通過(guò)燃料棒中的三元裂變，可燃毒物棒中硼的活化以及主冷卻劑中硼、鋰和氘流經(jīng)堆芯時(shí)的活化產(chǎn)生，主要以液態(tài)氚水形式排放，影響氣液兩相分配份額的主要因素取決于主冷卻劑向反應(yīng)堆廠房和輔助廠房的泄漏率。本文結(jié)果可為解決壓水堆核電廠氚的排放問(wèn)題提供參考技術(shù)路線。

［1］ 環(huán)境保護(hù)部和國(guó)家質(zhì)量監(jiān)督檢驗(yàn)檢疫總局.GB 6249—2011 核動(dòng)力廠環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定［S］.北京：中國(guó)環(huán)境科學(xué)出版社，2011.

［2］ Westinghouse Electric Company LLC.AP1000 design control document，Revision 19［R］.USA：Westinghouse Electric Company LLC，2011.

［3］ 上海核工程研究設(shè)計(jì)院.主回路H-3計(jì)算報(bào)告［R］.上海：上海核工程研究設(shè)計(jì)院，2011.

［4］ American Nuclear Society.ANSI／ANS 55.6—1993 Liquid radioactive waste system for light water reactor plants［S］.USA：American Nuclear Society，1993.

［5］ IAEA.Management of waste containing tritium and carbon-14，TRS 421-2004［R］.Vienna：IAEA，2004.

［6］ NRC.Calculation of releases of radioactive materials in gaseous and liquid effluents from pressurized water reactors PWR-GALE code，NUREG-0017Rev.1［R］.USA：NRC，1985.

Analyses of Generation and Release of Tritium in Nuclear Power Plant

LI Hui，MEI Qi-liang，F(xiàn)U Ya-ru
（Shanghai Nuclear Engineering Research ＆Design Institute，Shanghai 200233，China）

Tritium research including tritium generation in reactor core and in the primary coolant，release pathways，tritium chemical forms and release amount is a very important part of environment assessment of nuclear power plant.Based on the international operation practice，the primary coolant system，auxiliary systems，radwaste system and ventilation system were analysed，and the tritium release pathways and chemical forms were investigated.The results indicate that the theoretic calculation results agree with the nuclear power plant operation data very well.The tritium contained in the primary coolant is mainly produced from the three-fragment fission reaction，boron activation in the burnable poison rods and boron，lithium and deuterium activation when they pass through the core.The released tritium to the environment is mainly in the form of tritiated water and the percentage between the liquid and gaseous of release tritium mainly depends on the leakage rate from the primary coolant to the reactor building and auxiliary building.

tritium generation；tritium release；transfer characteristic

TL929

：A

：1000-6931（2015）04-0739-05

10.7538／yzk.2015.49.04.0739

2014-01-02；

2014-11-05

黎 輝（1982—），男，江西東鄉(xiāng)人，工程師，碩士，核能科學(xué)與工程專業(yè)