李懷斌,付亞茹,梅其良

(上海核工程研究設(shè)計(jì)院有限公司，上海200233)

核電廠運(yùn)行時(shí)，會通過液態(tài)和氣態(tài)途徑向環(huán)境釋放出包含少量放射性核素的流出物。開展流出物排放源項(xiàng)的研究是用于氣態(tài)、液態(tài)流出物排放管理和環(huán)境影響評價(jià)的基礎(chǔ)，對于安全分析和環(huán)境影響評價(jià)具有重要意義。

GB 6249-2011[1]中規(guī)定運(yùn)行單位必須針對液態(tài)和氣態(tài)流出物設(shè)定劑量管理目標(biāo)值，對液態(tài)和氣態(tài)流出物的年排放總量控制值進(jìn)行了規(guī)定，同時(shí)對液態(tài)流出物槽式排放口處的排放濃度也進(jìn)行規(guī)定。AP1000核電廠的放射性流出物研究在安全評審時(shí)是各方重點(diǎn)關(guān)注問題，確定一套與中國標(biāo)準(zhǔn)體系相適應(yīng)，同時(shí)又合理可行的流出物排放源項(xiàng)計(jì)算方案具有重要意義。

本文對AP1000電廠的流出物排放源項(xiàng)的分析方法進(jìn)行了研究，同時(shí)結(jié)合國內(nèi)的運(yùn)行現(xiàn)狀和相關(guān)標(biāo)準(zhǔn)的規(guī)定，對AP1000型核電廠裂變產(chǎn)物和活化腐蝕產(chǎn)物的放射性流出物的分析方法進(jìn)行了研究和分析，為AP1000型核電廠流出物排放源項(xiàng)分析方法的最終確定具有一定的借鑒意義。

1 AP1000 DCD中氣液態(tài)流出物排放源項(xiàng)分析方法

在AP1000 DCD[2]中，正常運(yùn)行向環(huán)境排放的氣態(tài)和液態(tài)流出物排放源項(xiàng)的分析，是基于反應(yīng)堆冷卻劑、二次冷卻劑的現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)，采用PWR-GALE程序計(jì)算得到。

反應(yīng)堆冷卻劑、二次冷卻劑液相和氣相的現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)主要基于ANSI/ANSI—18.1—1984[3]中給出的參考核電廠主要核素的活度濃度，采用NUREG—0017[4]的方法，通過一定的調(diào)整因子調(diào)整得到。只要所考慮的核電廠的系統(tǒng)流程和系統(tǒng)內(nèi)核素的去除途徑與參考核電廠相同或相似，就可以將參考核電廠各主要流體內(nèi)核素的活度濃度調(diào)整為所考慮核電廠的相應(yīng)值。在工程設(shè)計(jì)中，主要采用PWR—GALE程序進(jìn)行計(jì)算。

ANSI/ANS—18.1—1984中給出的數(shù)據(jù)主要基于美國20世紀(jì)60至70年代的電廠經(jīng)驗(yàn)數(shù)據(jù)得到，考慮到電廠運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)的積累、設(shè)計(jì)水平的提高等多方面因素，此標(biāo)準(zhǔn)中給出的大部分主要核素的數(shù)據(jù)已過于保守，不能真正反映近年來核電廠實(shí)際的運(yùn)行水平。

隨著我國源項(xiàng)研究的深入和法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)要求的提高，發(fā)現(xiàn)原AP1000源項(xiàng)體系在我國應(yīng)用中還存在一些問題[5]，需要進(jìn)一步完善，例如：

(1)各種源項(xiàng)的應(yīng)用目的不明確；

(2)不同設(shè)計(jì)階段對源項(xiàng)的設(shè)計(jì)要求不明確；

(3)只提供了一套基于運(yùn)行數(shù)據(jù)計(jì)算的排放源項(xiàng)，這套源項(xiàng)作為現(xiàn)實(shí)排放源項(xiàng)可能不夠現(xiàn)實(shí)，作為設(shè)計(jì)排放源項(xiàng)，又可能不夠“保守”；

(4)一回路現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)與設(shè)計(jì)源項(xiàng)相互獨(dú)立，存在一定的不合理性。

正是存在以上的不合理性，同時(shí)國內(nèi)也缺少AP1000型核電廠的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)數(shù)據(jù)，因此AP1000型核電廠流出物排放源項(xiàng)分析方案的確定一直受到各方的關(guān)注，如何既能合理的體現(xiàn)電廠的實(shí)際運(yùn)行水平，又與最新法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)要求相適應(yīng)，一直受到各方的密切關(guān)注。

基于前期大量的研究，目前確定了一套優(yōu)化后的用于AP1000型核電廠流出物排放源項(xiàng)的分析方法，獲得了認(rèn)可，下文對裂變產(chǎn)物和腐蝕活化產(chǎn)物的流出物排放源項(xiàng)分析方法進(jìn)行介紹。

2 AP1000型電廠流出物排放源項(xiàng)分析方法優(yōu)化研究

2.1 反應(yīng)堆冷卻劑源項(xiàng)分析

氣液態(tài)流出物的排放量計(jì)算以反應(yīng)堆冷卻劑源項(xiàng)為基礎(chǔ)，為了適應(yīng)核電廠不同階段環(huán)境影響評價(jià)的目的，需要給出不同階段的不同排放源項(xiàng)。具體來說，排放源項(xiàng)應(yīng)包括設(shè)計(jì)排放源項(xiàng)和現(xiàn)實(shí)排放源項(xiàng)。與此對應(yīng)，反應(yīng)堆冷卻劑源項(xiàng)應(yīng)包括設(shè)計(jì)源項(xiàng)和現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)。

對于以上兩套源項(xiàng)，現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)應(yīng)該真正的現(xiàn)實(shí)，設(shè)計(jì)源項(xiàng)應(yīng)該適度的保守。用于現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)計(jì)算的基本假設(shè)和參數(shù)，應(yīng)該盡可能地真實(shí)反映電廠的實(shí)際運(yùn)行情況。用于設(shè)計(jì)源項(xiàng)計(jì)算的基本假設(shè)和參數(shù)，應(yīng)該是保守的并應(yīng)考慮運(yùn)行管理要求。在進(jìn)行AP1000型核電廠氣液態(tài)流出物排放源項(xiàng)分析時(shí)，設(shè)計(jì)源項(xiàng)和現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)的選取依據(jù)如下：

(1)用于設(shè)計(jì)排放源項(xiàng)的冷卻劑源項(xiàng)。分析時(shí)保守考慮了電廠運(yùn)行中可能的各種瞬態(tài)導(dǎo)致的反應(yīng)堆冷卻劑中核素活度濃度的增加，取反應(yīng)堆冷卻劑劑量等效131I活度濃度為5 GBq/t。當(dāng)電廠監(jiān)測到反應(yīng)堆冷卻劑劑量等效131I活度濃度大于5 GBq/t時(shí)，放射性廢液處理系統(tǒng)將會投入額外的兩個(gè)除鹽床對放射性廢液進(jìn)行處理，以確保向環(huán)境排放的放射性量和濃度滿足控制值的要求。

(2)現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)。取反應(yīng)堆冷卻劑劑量等效131I活度濃度為0.1 GBq/t。該源項(xiàng)數(shù)據(jù)基于運(yùn)行電廠的經(jīng)驗(yàn)數(shù)據(jù)得到，可作為計(jì)算現(xiàn)實(shí)排放源項(xiàng)的基礎(chǔ)，為電廠的運(yùn)行提供參考。

2.1.1 裂變產(chǎn)物源項(xiàng)分析

對于設(shè)計(jì)排放源項(xiàng)和現(xiàn)實(shí)排放源項(xiàng)，是通過對設(shè)計(jì)基準(zhǔn)源項(xiàng)調(diào)整計(jì)算得到的。因此本文首先對設(shè)計(jì)基準(zhǔn)源項(xiàng)的計(jì)算方法進(jìn)行介紹。

設(shè)計(jì)基準(zhǔn)反應(yīng)堆冷卻劑裂變產(chǎn)物活度濃度是根據(jù)假設(shè)條件(假定的燃料包殼破損率和不同核素的逃脫率系數(shù))通過機(jī)理模型計(jì)算得到。

計(jì)算時(shí)主要考慮了以下的假設(shè)條件：

(1)設(shè)計(jì)情況下裂變產(chǎn)物源項(xiàng)分析時(shí)假定的燃料包殼破損率為0.25%，在壓水堆核電廠設(shè)計(jì)中，該數(shù)據(jù)在國際上得到了普遍認(rèn)可。且在美國核管會標(biāo)準(zhǔn)審查大綱(SRP)[6]中也規(guī)定在壓水堆電廠設(shè)計(jì)中，使用0.25%的燃料包殼破損率，對于屏蔽設(shè)計(jì)是可以接受的。

(2)電廠實(shí)際運(yùn)行時(shí)，裂變產(chǎn)物從燃料芯塊釋放到燃料包殼間隙，并從破損包殼釋放入主冷卻劑的機(jī)理非常復(fù)雜，工程上采用逃脫率系數(shù)和燃料包殼破損率來模擬整個(gè)過程。

(3)為了包絡(luò)堆芯熱功率、燃料管理方案的變化，以及反應(yīng)堆冷卻劑水裝量或化學(xué)與容積控制系統(tǒng)正常凈化流量的減少，引起的反應(yīng)堆冷卻劑裂變產(chǎn)物活度濃度的增加，考慮了一定的保守因子。

據(jù)此計(jì)算得到設(shè)計(jì)基準(zhǔn)情況下裂變產(chǎn)物源項(xiàng)，根據(jù)參考文獻(xiàn)[7]中的內(nèi)照射有效劑量(CEDE)轉(zhuǎn)換因子，采用下式計(jì)算得到劑量等效131I活度濃度。

式中：ADEI——劑量等效131I活度濃度，Bq/g；

AIi——主冷卻劑中碘同位素的活度濃度，Bq/g；

DCFi——碘同位素CEDE的劑量轉(zhuǎn)換因子，Sv/Bq；

DCF131I——131I CEDE的劑量轉(zhuǎn)換因子，Sv/Bq。

計(jì)算得到設(shè)計(jì)基準(zhǔn)源項(xiàng)的劑量等效131I活度濃度如表1所示。

表1 設(shè)計(jì)基準(zhǔn)反應(yīng)堆冷卻劑劑量等效131I活度濃度

計(jì)算得到設(shè)計(jì)基準(zhǔn)源項(xiàng)的劑量等效131I活度濃度后，對其源項(xiàng)數(shù)據(jù)分別按劑量等效131I活度濃度的比例進(jìn)行調(diào)整，即得到設(shè)計(jì)排放源項(xiàng)和現(xiàn)實(shí)排放源項(xiàng)計(jì)算所需的反應(yīng)堆冷卻劑源項(xiàng)。

2.1.2 腐蝕產(chǎn)物源項(xiàng)分析

反應(yīng)堆冷卻劑中腐蝕產(chǎn)物活度濃度的確定以運(yùn)行電廠的測量數(shù)據(jù)為基礎(chǔ)，根據(jù)NUREG—0017中描述的方法，通過PWR—GALE程序計(jì)算得到。根據(jù)NUREG—0017所述，只要所考慮的核電廠的系統(tǒng)流程和系統(tǒng)內(nèi)核素的去除途徑與參考核電廠相似，就可以將參考核電廠各主要流體內(nèi)核素的活度濃度調(diào)整為所考慮的核電廠的相應(yīng)數(shù)值。

對于反應(yīng)堆冷卻劑中的腐蝕活化產(chǎn)物，其調(diào)整因子的計(jì)算公式為：

(2)

(3)

式中：f——調(diào)整因子；

P——電廠熱功率，MWt；

WP——反應(yīng)堆冷卻劑水裝量，kg；

λ——核素的衰變常數(shù)，h-1；

R——反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)對腐蝕產(chǎn)物的去除率，h-1；

FD——反應(yīng)堆冷卻劑下泄流量，kg/h；

NB——化學(xué)和容積控制系統(tǒng)混床對腐蝕產(chǎn)物的去除系數(shù)；

FB——年平均調(diào)硼排水流量，kg/h；

FA——通過化學(xué)和容積控制系統(tǒng)陽床的等效流量，kg/h；

NA——化學(xué)容積控制系統(tǒng)陽床對腐蝕產(chǎn)物的去除系數(shù)。

對于腐蝕產(chǎn)物，考慮到AP1000型電廠采取了一系列降低腐蝕產(chǎn)物的措施，比如從電廠開堆時(shí)起，即向反應(yīng)堆冷卻劑中注入貧化鋅；減少鈷含量；主冷卻劑的pH控制；材料表面處理及減少設(shè)備數(shù)量等，以上措施預(yù)期會降低反應(yīng)堆冷卻劑中腐蝕產(chǎn)物的活度濃度。同時(shí)根據(jù)國際上壓水堆的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，預(yù)期采取以上控制腐蝕產(chǎn)物措施將使反應(yīng)堆冷卻劑中腐蝕產(chǎn)物的活度濃度降低二分之一，因此保守考慮腐蝕產(chǎn)物的現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)為設(shè)計(jì)基準(zhǔn)腐蝕產(chǎn)物源項(xiàng)的二分之一，設(shè)計(jì)源項(xiàng)與設(shè)計(jì)基準(zhǔn)腐蝕產(chǎn)物源項(xiàng)相同。

2.2 液態(tài)流出物源項(xiàng)計(jì)算

2.2.1 分析方法

液態(tài)放射性流出物排放源項(xiàng)分析時(shí)，需結(jié)合化學(xué)與容積處理系統(tǒng)和廢液處理系統(tǒng)的處理流程，綜合考慮各類廢液的產(chǎn)生量、化學(xué)與容積控制系統(tǒng)和廢液處理系統(tǒng)對各類廢液的凈化作用、各類廢液的收集時(shí)間、活度水平等因素。

對于反應(yīng)堆冷卻劑流出液，在流出液暫存箱進(jìn)行收集，分析時(shí)考慮了化學(xué)與容積控制系統(tǒng)除鹽床的凈化作用。流出液暫存箱內(nèi)收集的廢液先通過化學(xué)絮凝處理裝置和過濾器預(yù)處理，去除廢液中的大顆粒污染物，然后經(jīng)深床過濾器和離子交換床處理。

對于地面疏水和設(shè)備疏水等廢液，在廢液暫存箱內(nèi)進(jìn)行收集。廢液暫存箱內(nèi)收集的廢液通過水泵輸送，由與處理反應(yīng)堆冷卻劑流出液相同的過濾器和離子交換床體處理。

流出液暫存箱和廢液暫存箱內(nèi)收集的廢液處理后進(jìn)入廢液監(jiān)測箱進(jìn)行排放。當(dāng)取樣檢測出放射性偏高時(shí)，箱內(nèi)液體可送回暫存箱，通過離子交換床和過濾器再處理。若其放射性低于排放限值，可直接監(jiān)測排放。

考慮到電廠中實(shí)際的控制方式等，液態(tài)流出物設(shè)計(jì)排放源項(xiàng)計(jì)算時(shí)，保守假設(shè)核島槽式排放口處的廢液排放濃度為1 000 Bq/L，同時(shí)基于廢液產(chǎn)生量，反推得到核島廢液的年排放量。核島槽式排放口液態(tài)流出物現(xiàn)實(shí)排放量計(jì)算時(shí)，以各類廢液的產(chǎn)生量為基礎(chǔ)，同時(shí)考慮了廢液處理系統(tǒng)對各類廢液中不同核素的去污因子。

2.2.2 結(jié)果分析

液態(tài)流出物排放量以及與GB 6249—2011控制值的比較如表2所示。

表2 單機(jī)組液態(tài)流出物排放量與GB 6249—2011控制值的比較

可以看出，通過本文分析方法計(jì)算得到單機(jī)組液態(tài)流出物排放量可以滿足GB 6249—2011中的控制值要求。

2.3 氣態(tài)流出物源項(xiàng)計(jì)算

2.3.1 分析方法

氣態(tài)流出物排放量計(jì)算時(shí)主要考慮以下途徑向環(huán)境釋放：

(1)從反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)泄漏到安全殼大氣中的放射性核素通過安全殼通風(fēng)向環(huán)境的釋放；

(2)工藝流體泄漏的放射性核素通過輔助廠房向環(huán)境的釋放；

(3)燃料操作區(qū)域的通風(fēng)導(dǎo)致的放射性核素的釋放；

(4)放射性核素通過放射性廢氣處理系統(tǒng)的釋放；

(5)二回路系統(tǒng)的釋放。

這些釋放貫穿于整個(gè)核電廠的正常運(yùn)行過程。對于放射性廢物廠房和SRTF廠房等，其在廢物處理的過程中產(chǎn)生的放射性廢氣量非常少，其活度水平也非常低，相對上述其他途徑的釋放可以忽略，因此只需對上述途徑的氣態(tài)流出物排放量進(jìn)行了計(jì)算。現(xiàn)對不同廠房或區(qū)域的氣態(tài)流出物排放量計(jì)算方法介紹如下：

2.3.1.1 反應(yīng)堆廠房

反應(yīng)堆廠房的氣載放射性主要來自反應(yīng)堆廠房設(shè)備的泄漏液，由于反應(yīng)堆廠房溫度較高，各設(shè)備的泄漏液以一定的閃蒸份額變?yōu)檎魵夂筮M(jìn)入反應(yīng)堆廠房氣空間，然后經(jīng)過通風(fēng)過濾系統(tǒng)中的活性炭過濾器和高效過濾器的凈化后排入環(huán)境中。

2.3.1.2 輔助廠房

輔助廠房的氣載放射性主要來自輔助廠房設(shè)備的泄漏液，由于輔助廠房溫度相對較低，各設(shè)備的泄漏液以一定的氣水分配變?yōu)檎魵夂筮M(jìn)入輔助廠房氣空間，然后通過廠房通風(fēng)系統(tǒng)進(jìn)入環(huán)境中。

2.3.1.3 燃料操作區(qū)域

換料期間，換料通道將乏燃料池和反應(yīng)堆壓力容器連通，因此，反應(yīng)堆冷卻劑水將與乏燃料池水、燃料運(yùn)輸通道中的水(包括門和連接體積)和換料腔中的水混合，冷卻劑水的活度被稀釋。同時(shí)，存儲池中存放的破損乏燃料組件中的核素也會以一定的釋放份額進(jìn)入冷卻劑中。以上兩部分是乏燃料水池放射性的主要來源，池水的放射性通過蒸發(fā)的形式進(jìn)入燃料操作區(qū)域氣空間，通過廠房通風(fēng)系統(tǒng)進(jìn)入環(huán)境中。

2.3.1.4 放射性廢氣處理系統(tǒng)

計(jì)算放射性廢氣處理系統(tǒng)的氣態(tài)放射性流出物排放量時(shí)，廢氣主要來自化學(xué)與容積控制系統(tǒng)下泄流和反應(yīng)堆冷卻劑疏水箱中廢液的脫氣，并考慮了延遲床對氪和氙的延遲作用后，得到廢氣處理系統(tǒng)的放射性廢氣的排放量。

2.3.1.5 二回路系統(tǒng)

對于二回路系統(tǒng)，未經(jīng)冷凝的放射性氣體主要是通過真空泵的抽氣釋放進(jìn)入環(huán)境。分析時(shí)以二回路氣態(tài)源項(xiàng)為基礎(chǔ)，保守考慮放射性廢氣的排放流量為二回路蒸汽流量。

2.3.2 結(jié)果分析

氣態(tài)流出物排放量與GB 6249—2011控制值的比較見表3。

表3 單機(jī)組氣態(tài)年排放量與GB 6249—2011中控制值的比較

可以看出，通過本文分析方法計(jì)算得到單機(jī)組氣態(tài)流出物排放量可以滿足GB 6249—2011中的控制值要求。

3 結(jié)論

流出物排放源項(xiàng)的研究是氣態(tài)、液態(tài)流出物排放管理和環(huán)境影響評價(jià)的基礎(chǔ)，對于安全分析和環(huán)境影響評價(jià)具有重要意義。本文針對AP1000 DCD中氣液態(tài)流出物分析方法存在的不足，同時(shí)根據(jù)國內(nèi)標(biāo)準(zhǔn)的要求，結(jié)合核電廠不同設(shè)計(jì)階段的分析需求，提出了兩套排放源項(xiàng)的分析方法。該分析方法詳細(xì)考慮了氣液態(tài)流出物的產(chǎn)生來源、處理和釋放過程，對氣液態(tài)流出物排放管理和環(huán)境影響評價(jià)具有重要意義。同時(shí)，本文基于該分析方法對AP1000型電廠的氣液態(tài)流出物排放源項(xiàng)進(jìn)行了計(jì)算，結(jié)果表明，單機(jī)組的氣液態(tài)排放量可以滿足GB 6249—2011的控制值要求。