徐春艷,劉新華,李小龍,方 嵐,祝兆文,蔣 婧,李 娟

(1．環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心,北京100082;2．中核核電運(yùn)行管理有限公司,浙江 海鹽314300)

壓水堆核電廠常規(guī)島液態(tài)流出物排放管理探討

徐春艷1,劉新華1,李小龍1,方 嵐2,祝兆文1,蔣 婧1,李 娟1

(1．環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心,北京100082;2．中核核電運(yùn)行管理有限公司,浙江 海鹽314300)

本文根據(jù)《核電廠放射性液態(tài)流出物排放技術(shù)要求》(GB 14587—2011)的基本要求,提出基于核電廠蒸汽發(fā)生器排污水放射性控制進(jìn)行常規(guī)島液態(tài)流出物排放管理的思路,并針對(duì)M310/CPR1000、WWER、AP1000和EPR四種堆型工程設(shè)計(jì)及存在的問(wèn)題,通過(guò)研究提出我國(guó)壓水堆核電廠常規(guī)島液態(tài)流出物的排放管理改進(jìn)建議,可供核安全監(jiān)管和核電廠設(shè)計(jì)、運(yùn)行管理參考。

常規(guī)島液態(tài)流出物;排放管理要求;蒸汽發(fā)生器排污

目前我國(guó)壓水堆核電廠主要包括CPR1000、WWER、AP1000和EPR四種堆型。CPR1000技術(shù)源于法國(guó)引進(jìn)的百萬(wàn)千瓦級(jí)堆型-M310堆型;WWER是采用俄羅斯引進(jìn)的百萬(wàn)千瓦級(jí)堆型;AP1000和EPR是采用第三代核電技術(shù)的先進(jìn)堆型,單機(jī)容量分別為125萬(wàn)千瓦和175萬(wàn)千瓦。核電廠產(chǎn)生的液態(tài)流出物分為核島液態(tài)流出物和常規(guī)島液態(tài)流出物,本文僅探討常規(guī)島液態(tài)流出物排放管理。各核電廠均對(duì)常規(guī)島液態(tài)流出物實(shí)施槽式排放,但在排放控制和排放量統(tǒng)計(jì)上存在差異,產(chǎn)生了一些管理問(wèn)題。

本文在簡(jiǎn)要分析M310/CPR1000、WWER、AP1000和EPR四種堆型蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)放射性控制和常規(guī)島液態(tài)流出物排放管理現(xiàn)狀的基礎(chǔ)上,根據(jù)《核電廠放射性液態(tài)流出物排放技術(shù)要求》[1](GB 14587—2011)的基本要求,提出基于核電廠蒸汽發(fā)生器排污水放射性控制進(jìn)行常規(guī)島液態(tài)流出物排放管理的思路,研究提出適用于我國(guó)壓水堆核電廠常規(guī)島液態(tài)流出物的排放管理改進(jìn)建議。

1 液態(tài)流出物排放管理要求

《核動(dòng)力廠環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定》(GB 6249—2011)[2]、《核電廠放射性液態(tài)流出物排放技術(shù)要求》(GB 14587—2011)對(duì)液態(tài)流出物排放管理有詳細(xì)規(guī)定和要求:

(1)核電廠營(yíng)運(yùn)單位應(yīng)采取有效措施,保證放射性液態(tài)流出物排放系統(tǒng)的設(shè)計(jì)和運(yùn)行以及核電廠放射性液態(tài)流出物排放的管理滿足《電離輻射防護(hù)與輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn)》(GB 18871—2002)的相關(guān)要求,遵循“輻射防護(hù)最優(yōu)化”和“廢物最小化”的原則,實(shí)施放射性液態(tài)流出物年排放總量控制和排放濃度控制。

(2)核電廠放射性液態(tài)流出物排放系統(tǒng)的設(shè)計(jì)應(yīng)保證來(lái)自核島系統(tǒng)的放射性液態(tài)流出物和來(lái)自常規(guī)島系統(tǒng)的放射性液態(tài)流出物進(jìn)入不同的排放系統(tǒng),嚴(yán)禁將電廠非放射性廢水納入電廠放射性液態(tài)流出物排放系統(tǒng)。

在核電廠正常運(yùn)行時(shí),常規(guī)島液態(tài)流出物幾乎不含放射性,因此,應(yīng)和核島液態(tài)流出物分開(kāi)管理,且應(yīng)針對(duì)常規(guī)島液態(tài)流出物特征進(jìn)行科學(xué)合理的排放管理。

2 常規(guī)島液態(tài)流出物排放管理現(xiàn)狀

常規(guī)島液態(tài)流出物排放量約為10萬(wàn)m3/a,主要包括:

—冷凝器熱阱的疏水、汽輪機(jī)廠房汽水回路的疏水和排氣冷凝液、疏水回收池中收集的排水、冷凝液集水坑中收集的疏水。

—蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)排放的廢液。

常規(guī)島廢液的放射性主要是由于蒸汽發(fā)生器傳熱管泄漏導(dǎo)致一回路放射性進(jìn)入二回路而引起的。典型二回路系統(tǒng)流程簡(jiǎn)圖見(jiàn)圖1。

圖1 典型電站二回路系統(tǒng)流程簡(jiǎn)圖Fig.1 simplified flowchart of Second-loop system of typical nuclear power plant

以下分別以嶺東[3]、田灣[4]、三門(mén)[5]和臺(tái)山核電廠[6]為例介紹國(guó)內(nèi)四種壓水堆堆型常規(guī)島液態(tài)流出物排放管理現(xiàn)狀。

2.1 常規(guī)島液態(tài)流出物排放控制

對(duì)于 M310/CPR1000、WWER、AP1000和EPR堆型核電廠,常規(guī)島設(shè)置監(jiān)測(cè)排放系統(tǒng),對(duì)二回路液態(tài)流出物進(jìn)行槽式監(jiān)測(cè)排放。監(jiān)測(cè)排放系統(tǒng)一般設(shè)置3個(gè)監(jiān)測(cè)排放槽。正常運(yùn)行時(shí),三個(gè)監(jiān)測(cè)排放槽中的一個(gè)接收廢液,一個(gè)混合、取樣分析和監(jiān)測(cè)排放廢液,另一個(gè)備用。廢液在貯槽內(nèi)經(jīng)充分混合使其成分均勻,進(jìn)行人工取樣實(shí)驗(yàn)室分析。通常槽內(nèi)水質(zhì)取樣檢測(cè)結(jié)果達(dá)到排放標(biāo)準(zhǔn)后,由排水泵把取樣合格的液態(tài)流出物輸送到排放總管,經(jīng)在線連續(xù)輻射監(jiān)測(cè)后排往循環(huán)冷卻水排水管線排放;若不合格則返回處理。在排放管線上還設(shè)有電廠輻射監(jiān)測(cè)系統(tǒng)實(shí)施連續(xù)在線γ監(jiān)測(cè)。

各堆型常規(guī)島液態(tài)流出物排放控制要求的現(xiàn)狀參見(jiàn)表1[3-6]。從表1可知,目前各堆型常規(guī)島液態(tài)流出物排放濃度控制值和報(bào)警閾值的設(shè)置,以及排放量的統(tǒng)計(jì)方法均存在較大的差異,其科學(xué)性和合理性還有待進(jìn)一步研究。

表1 常規(guī)島液態(tài)流出物排放控制要求Table 1 Control of radioactivity of liquid effluent of Conventional Island

2.2 常規(guī)島液態(tài)流出物實(shí)際排放量

國(guó)內(nèi)運(yùn)行核電廠常規(guī)島液態(tài)流出物一直低于探測(cè)限,為了解常規(guī)島液態(tài)流出物放射性核素含量究竟有多少,田灣核電站結(jié)合常規(guī)島廢液排放系統(tǒng)的設(shè)計(jì)情況和歷年排放監(jiān)測(cè)情況,采用大體積、長(zhǎng)時(shí)間及化學(xué)濃集的方法開(kāi)展常規(guī)島液態(tài)流出物實(shí)際活度的研究工作,此次研究將常規(guī)島液態(tài)流出物中除氚和碳-14外其余核素正常運(yùn)行期間的探測(cè)下限1.0E＋03 Bq/m3水平最大降低至原來(lái)的1/100左右,共計(jì)開(kāi)展了5次實(shí)驗(yàn)分析,實(shí)驗(yàn)研究結(jié)果(見(jiàn)表2)表明,常規(guī)島液態(tài)流出物排放系統(tǒng)排放小于10 Bq/m3量級(jí),遠(yuǎn)低于原探測(cè)下限,與環(huán)境水樣的放射性處于同一水平,也就是說(shuō)GCR系統(tǒng)廢水是干凈的[7]。

通過(guò)田灣核電廠常規(guī)島液態(tài)流出物實(shí)際活度的研究工作,我們可以看出,由于一回路向二回路泄漏率低,核電廠常規(guī)島液態(tài)流出物與環(huán)境水樣的放射性處于同一水平,幾乎不含核電廠運(yùn)行產(chǎn)生的放射性核素。

表2 2014年田灣核電站常規(guī)島液態(tài)流出物實(shí)際排放量研究監(jiān)測(cè)數(shù)據(jù)Table 2 Date of discharge amount of liquid effluent of Conventional Island of TIANWAN nuclear power plant in the year of 2014

2.3 存在的問(wèn)題

(1)排放控制

目前各核電廠常規(guī)島液態(tài)流出物的排放控制方式與核島液態(tài)流出物基本相同,僅在排放控制值上略低,這樣的控制方式,不利于及早發(fā)現(xiàn)和控制核電廠一回路向二回路泄漏。同時(shí),由于核島液態(tài)流出物排放控制值為1 000 Bq/L,低于此值的常規(guī)島液態(tài)流出物返回核島處理系統(tǒng),并沒(méi)有實(shí)際意義。

(2)排放量統(tǒng)計(jì)

核電廠液態(tài)流出物運(yùn)行監(jiān)測(cè)數(shù)據(jù)是核電廠環(huán)境影響現(xiàn)狀評(píng)價(jià)的基礎(chǔ)數(shù)據(jù),是向監(jiān)管部門(mén)報(bào)告的主要運(yùn)行數(shù)據(jù)之一,是信息公開(kāi)的主要運(yùn)行數(shù)據(jù)。因此,各運(yùn)行核電廠應(yīng)準(zhǔn)確測(cè)量和報(bào)告液態(tài)流出物的實(shí)際活度濃度。目前,我國(guó)運(yùn)行核電廠常規(guī)島液態(tài)流出物排放管理中,除田灣核電廠對(duì)于取樣監(jiān)測(cè)低于探測(cè)限的測(cè)量結(jié)果按照探測(cè)限的1/2計(jì)算排放量外,其他核電廠低于探測(cè)限時(shí)均不計(jì)入排放量。按照GB 6249—2011的要求,“對(duì)于低于探測(cè)限的相關(guān)結(jié)果應(yīng)通過(guò)實(shí)驗(yàn)分析進(jìn)行合理估算,確實(shí)無(wú)法估算的,在排放量統(tǒng)計(jì)時(shí)按探測(cè)限的二分之一取值進(jìn)行”,這樣就會(huì)導(dǎo)致常規(guī)島排放量的大大高估。目前田灣除氚和碳-14以外的其他核素排放量主要來(lái)源于GCR系統(tǒng),占電廠排放量的75%以上[7],這與電廠實(shí)際運(yùn)行情況不相符。

3 排放管理改進(jìn)研究

針對(duì)2.3節(jié)分析的常規(guī)島液態(tài)流出物排放管理存在的問(wèn)題,本文基于核電廠正常運(yùn)行時(shí)常規(guī)島液態(tài)流出物幾乎不含放射性的現(xiàn)實(shí),拓寬管理思路,提出應(yīng)將常規(guī)島液態(tài)流出物排放進(jìn)行提前控制,從蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)放射性控制現(xiàn)狀、蒸汽發(fā)生器排污水放射性活度和常規(guī)島液態(tài)流出物排放管理改進(jìn)措施等方面開(kāi)展研究。

3.1 蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)放射性控制現(xiàn)狀

核電廠正常運(yùn)行期間,蒸汽發(fā)生器排污水經(jīng)冷卻、降壓、凈化和放射性監(jiān)測(cè)后進(jìn)行回收復(fù)用。蒸汽發(fā)生器排污水能否回收復(fù)用取決于其雜質(zhì)的濃度水平。

各堆型蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)放射性控制要求現(xiàn)狀參見(jiàn)表3[3-6]。從表3可知,目前各堆型蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)的報(bào)警閾值和報(bào)警響應(yīng)行動(dòng)等各不相同,這個(gè)問(wèn)題在審評(píng)中受到了重點(diǎn)關(guān)注,目前國(guó)內(nèi)相關(guān)研究機(jī)構(gòu)正在開(kāi)展進(jìn)一步研究工作。

3.2 蒸汽發(fā)生器排污水放射性活度濃度估算

通過(guò)分析蒸汽發(fā)生器水中放射性的來(lái)源及去向,建立簡(jiǎn)單的模型進(jìn)行分析計(jì)算,得到蒸汽發(fā)生器水中的放射性活度與一回路放射性活度及一回路向二回路泄漏率之間的關(guān)系。

表3 各堆型蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)放射性控制要求現(xiàn)狀Table 3 Status Control of radioactivity of steam generator blow-down system

蒸汽發(fā)生器水中的放射性活度是由蒸汽發(fā)生器傳熱管破損而引入的,而排污凈化、蒸汽攜帶和放射性核素衰變則會(huì)造成蒸汽發(fā)生器水中活度濃度的降低。對(duì)于除Kr和Xe等惰性氣體之外的核素,蒸汽分配因子近似為0,核素活度濃度的變化可近似表示為一階常微分方程:

式中:MSG——蒸汽發(fā)生器中水的質(zhì)量(kg);

AAPG——蒸汽發(fā)生器水中核素的活度濃度,也是排污流中的活度濃度(Bq/kg);

QAPG——排污率(t/h);

Qleak——蒸汽發(fā)生器傳熱管泄漏率(kg/h);

ARCS——回路冷卻劑中核素的活度濃度(Bq/kg);

λ——核素衰變常數(shù)(h－1)。

這里,考慮量級(jí)關(guān)系后忽略了蒸汽中攜帶的部分和補(bǔ)充水時(shí)引入的活度濃度。

變頻調(diào)速系統(tǒng)的電壓暫降免疫度計(jì)算及關(guān)鍵參數(shù)設(shè)計(jì)//莫文雄,許中,馬智遠(yuǎn),陳偉坤,鐘慶//(18):157

方程(1)的初始條件為:方程(1)的解為:

以陽(yáng)江3&4號(hào)為例[8],三臺(tái)蒸汽發(fā)生器QAPG為50 t/h,MSG＝3×47.012 t,指數(shù)部分常數(shù)值大于0.2 h－1。可見(jiàn)蒸汽發(fā)生器水中核素活度濃度將在數(shù)小時(shí)后達(dá)到穩(wěn)定值:

由(3)式可知,當(dāng)三臺(tái)蒸汽發(fā)生器傳熱管泄漏率為1.5 kg/h時(shí),AAPG/ARCS約為4E-05;有一臺(tái)蒸汽發(fā)生器傳熱管泄漏率為70 kg/h時(shí),AAPG/ARCS約為5E-03。

臺(tái)山核電廠一回路取現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)(即一回路131I當(dāng)量為0.2 GBq/t)時(shí),蒸汽發(fā)生器內(nèi)70 kg/h的泄漏率會(huì)導(dǎo)致蒸汽發(fā)生器排污水內(nèi)的放射性濃度達(dá)到2 000 Bq/L。表4中采用現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)計(jì)算出的結(jié)果與臺(tái)山的結(jié)果在同一數(shù)量級(jí),說(shuō)明本研究采用的二回路源項(xiàng)計(jì)算模型和計(jì)算方法是合理的。

表4 蒸汽發(fā)生器排污水活度濃度計(jì)算結(jié)果Table 4 Calculation results of activity concentration of steam generator sewage water

3.3 排放管理改進(jìn)措施

3.3.1 蒸汽發(fā)生器放射性控制

(1)將蒸汽發(fā)生器排污水放射性監(jiān)測(cè)控制作為常規(guī)島液態(tài)流出物排放控制的前置控制措施。

通常情況下,二回路是基本不含人工放射性核素的,只有當(dāng)蒸汽發(fā)生器傳熱管出現(xiàn)泄漏時(shí),才會(huì)有放射性。蒸汽發(fā)生器排污水放射性監(jiān)測(cè)控制是控制常規(guī)島放射性排放的有效方法,可避免常規(guī)島排放系統(tǒng)對(duì)放射性的稀釋排放;

蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)輻射監(jiān)測(cè)儀表應(yīng)有以下兩個(gè)主要功能,其一控制排污水的去向;其二應(yīng)該是發(fā)現(xiàn)異常和事故工況。核電廠應(yīng)合理設(shè)置兩級(jí)報(bào)警值和報(bào)警后動(dòng)作,第一級(jí)報(bào)警用于發(fā)現(xiàn)蒸汽發(fā)生器泄漏異常工況,此時(shí)排污水應(yīng)通過(guò)核島排放系統(tǒng)排放,以防止常規(guī)島排放系統(tǒng)的污染和放射性的稀釋排放,并查找原因,或采取初步預(yù)警措施;第二級(jí)報(bào)警用于探測(cè)蒸汽發(fā)生器事故泄漏,此時(shí),蒸汽發(fā)生器排污水引入到核島廢液處理系統(tǒng)處理或排放,并采取事故應(yīng)急措施。

蒸汽發(fā)生器放射性控制改進(jìn)建議見(jiàn)表5。

表5 蒸汽發(fā)生器放射性控制改進(jìn)建議Table 5 Suggestions for improving the control of radioactivity of steam generator

3.3.2 常規(guī)島液態(tài)流出物放射性判斷性控制

從表1可以看出,CPR1000/M310、VVER、EPR堆型常規(guī)島排放濃度控制值與核島基本一致,這是不合理的。從源項(xiàng)分析和田灣常規(guī)島液態(tài)流出物實(shí)際放射性水平的研究來(lái)看,正常情況下,常規(guī)島液態(tài)流出物是基本不含放射性的。各電廠應(yīng)結(jié)合源項(xiàng)計(jì)算和電廠運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)反饋,調(diào)整常規(guī)島液態(tài)流出物排放濃度控制值、管理目標(biāo)值、在線監(jiān)測(cè)儀表探測(cè)限和兩級(jí)報(bào)警值等;常規(guī)島液態(tài)流出物排放濃度管理目標(biāo)值應(yīng)根據(jù)目前各電廠的實(shí)際排放濃度進(jìn)行適當(dāng)降低,并控制在設(shè)計(jì)排放濃度以下。應(yīng)根據(jù)排放濃度管理目標(biāo)值合理確定在線監(jiān)測(cè)儀表探測(cè)限、在線連續(xù)監(jiān)測(cè)裝置的第一報(bào)警值和第二報(bào)警值。第一報(bào)警值設(shè)置目的是及時(shí)發(fā)現(xiàn)常規(guī)島液態(tài)流出物排放異常,因此,其控制值應(yīng)是一旦確定常規(guī)島液態(tài)流出物有放射性就報(bào)警,以便電廠及時(shí)采取措施。第二報(bào)警值設(shè)置目的是終止排放,報(bào)警與排放閥聯(lián)鎖,一旦發(fā)生報(bào)警,聯(lián)鎖關(guān)閉排放閥,終止排放。同時(shí)采取事故應(yīng)急措施。

常規(guī)島液態(tài)流出物排放控制改進(jìn)建議見(jiàn)表6。

表6 常規(guī)島液態(tài)流出物排放控制改進(jìn)建議Table 6 Suggestions for improving the control of liquid effluent discharge of conventional island

3.3.3 常規(guī)島液態(tài)流出物放射性定量統(tǒng)計(jì)

通過(guò)蒸汽發(fā)生器排污水放射性控制作為常規(guī)島液態(tài)流出物放射性控制的前置控制措施后,認(rèn)為正常情況下,常規(guī)島液態(tài)流出物是不含放射性的。通過(guò)蒸汽發(fā)生器排污水放射性控制作為前置控制,在前置控制不報(bào)警的情況下,簡(jiǎn)化常規(guī)島液態(tài)流出物排放取樣監(jiān)測(cè),且僅當(dāng)測(cè)量結(jié)果高于探測(cè)下限時(shí)計(jì)入流出物排放量,當(dāng)測(cè)量結(jié)果低于探測(cè)下限時(shí)不再納入流出物排放量統(tǒng)計(jì);而當(dāng)前置控制出現(xiàn)報(bào)警時(shí),對(duì)每罐液態(tài)流出物取樣進(jìn)行核素分析,當(dāng)測(cè)量結(jié)果小于探測(cè)下限時(shí)按照探測(cè)下限的1/2計(jì)入流出物排放量。

4 結(jié)論和建議

本文根據(jù)《核電廠放射性液態(tài)流出物排放技術(shù)要求》(GB 14587—2011)的基本要求,提出基于核電廠蒸汽發(fā)生器排污水放射性控制進(jìn)行常規(guī)島液態(tài)流出物排放管理的思路,并針對(duì)M310/CPR1000、WWER、AP1000和 EPR 四種堆型工程設(shè)計(jì),通過(guò)研究提出我國(guó)壓水堆核電廠常規(guī)島液態(tài)流出物的排放管理改進(jìn)建議:

(1)蒸汽發(fā)生器排污水放射性監(jiān)測(cè)控制作為常規(guī)島液態(tài)流出物排放控制的前置控制措施;

(2)加強(qiáng)對(duì)蒸汽發(fā)生器排污水放射性控制,明確蒸汽發(fā)生器排污水輻射監(jiān)測(cè)儀表的用途,調(diào)整蒸汽發(fā)生器排污水放射性監(jiān)測(cè)儀表報(bào)警值及排污水去向,發(fā)現(xiàn)泄漏時(shí)將放射性單獨(dú)收集監(jiān)測(cè)排放;

(3)正常情況下,常規(guī)島液態(tài)流出物是不含放射性的可簡(jiǎn)化液態(tài)流出物排放的取樣監(jiān)測(cè)和排放控制。各電廠應(yīng)結(jié)合源項(xiàng)計(jì)算和電廠運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)反饋,調(diào)整常規(guī)島液態(tài)流出物排放濃度控制值、管理目標(biāo)值、在線監(jiān)測(cè)儀表探測(cè)限和兩級(jí)報(bào)警值等;

(4)當(dāng)蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)放射性監(jiān)測(cè)出現(xiàn)報(bào)警后,常規(guī)島液態(tài)流出物排放系統(tǒng)對(duì)廢液進(jìn)行單獨(dú)收集、監(jiān)測(cè),并計(jì)入排放量。

建議各電廠根據(jù)以上建議,結(jié)合核電廠源項(xiàng)分析、實(shí)際運(yùn)行情況和流出物監(jiān)測(cè)結(jié)果,進(jìn)一步開(kāi)展常規(guī)島液態(tài)流出物的排放管理和蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)放射性控制要求研究,根據(jù)研究成果優(yōu)化排放管理。

[1] GB 6249—2011核動(dòng)力廠環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定.[S]．2011年2月．

[2] GB 14587—2011核電廠放射性液態(tài)流出物排放技術(shù)要求.[S]．2011．

[3] 嶺東核電有限公司.嶺澳核電站3、4號(hào)機(jī)組最終安全分析報(bào)告及審評(píng)材料[R],2009．

[4] 田灣核電有限公司.田灣核電廠1、2號(hào)機(jī)組最終安全分析報(bào)告及審評(píng)材料[R],2011．

[5] 三門(mén)核電有限公司.三門(mén)核電一期工程1&2號(hào)機(jī)組最終安全分析報(bào)告及審評(píng)材料[R],2012．

[6] 臺(tái)山核電有限公司.臺(tái)山核電廠1、2號(hào)機(jī)組最終安全分析報(bào)告及審評(píng)材料[R],2012．

[7] 田灣核電有限公司.田灣核電廠常規(guī)島廢液放射性水平研究報(bào)告[R],2014．

[8] 陽(yáng)江核電有限公司.陽(yáng)江核電站3、4號(hào)機(jī)組最終安全分析報(bào)告及審評(píng)材料[R],2014．

[9] 中科華核電技術(shù)研究院.一回路源項(xiàng)優(yōu)化設(shè)計(jì)研究—腐蝕產(chǎn)物和裂變產(chǎn)物源項(xiàng)．[R]．2013．

Preliminary discussion on liquid effluent discharge management of conventional island of PWR

XU Chun-yan1,LIU Xin-hua1,LI Xiao-long1,FANG Lan2,ZHU Zhao-wen1,JIANG Jing1,LI Juan1
(1．Nuclear and Radiation Safety Center of Ministry of Environment Protection of China,Beijing 100082;2.Third Qin-shan Nuclear Power Co.,Ltd.,Haiyan of Zhejiang Prov．314300)

In this paper,according to basic requirements of technical requirements for discharge of radioactive liquid effluents from nuclear power plant(GB 14587—2011),the thought of steam generator sewage control as the pre-control of conventional island liquid radioactive effluent discharge management was proposed．Meanwhile,for the design situation and existing problems of M310/CPR1000,WWER,AP1000 and EPR,this paper has proposed improvement suggestions of conventional island liquid effluent discharge management of the PWR NPP in China．These suggestions provide a reference for the review and operational management．

conventional island liquid effluent;discharge management;steam generator sewage

2015-10-29

國(guó)家科技重大專項(xiàng)“大型先進(jìn)壓水堆及高溫氣冷堆核電站”課題“CAP1400安全審評(píng)關(guān)鍵技術(shù)研究”(課題編號(hào):2013ZX06002001)——子課題14:CAP1400放射性廢物管理系統(tǒng)工藝監(jiān)測(cè)研究項(xiàng)目資助

徐春艷(1980—),女,湖南,碩士,高級(jí)工程師,主要從事放射性廢物安全監(jiān)管技術(shù)支持工作

李小龍:free123orange＠163．com

TM623.8

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0258-0918(2016)02-0237-08