AP1000核電廠氣液態流出物源項分析方法研究

李懷斌,付亞茹,梅其良

(上海核工程研究設計院有限公司，上海200233)

核電廠運行時，會通過液態和氣態途徑向環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的研究是用于氣態、液態流出物排放管理和環境影響評價的基礎，對于安全分析和環境影響評價具有重要意義。

GB 6249-2011[1]中規定運行單位必須針對液態和氣態流出物設定劑量管理目標值，對液態和氣態流出物的年排放總量控制值進行了規定，同時對液態流出物槽式排放口處的排放濃度也進行規定。AP1000核電廠的放射性流出物研究在安全評審時是各方重點關注問題，確定一套與中國標準體系相適應，同時又合理可行的流出物排放源項計算方案具有重要意義。

本文對AP1000電廠的流出物排放源項的分析方法進行了研究，同時結合國內的運行現狀和相關標準的規定，對AP1000型核電廠裂變產物和活化腐蝕產物的放射性流出物的分析方法進行了研究和分析，為AP1000型核電廠流出物排放源項分析方法的最終確定具有一定的借鑒意義。

1 AP1000 DCD中氣液態流出物排放源項分析方法

在AP1000 DCD[2]中，正常運行向環境排放的氣態和液態流出物排放源項的分析，是基于反應堆冷卻劑、二次冷卻劑的現實源項，采用PWR-GALE程序計算得到。

反應堆冷卻劑、二次冷卻劑液相和氣相的現實源項主要基于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，通過一定的調整因子調整得到。只要所考慮的核電廠的系統流程和系統內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核素的活度濃度調整為所考慮核電廠的相應值。在工程設計中，主要采用PWR—GALE程序進行計算。

ANSI/ANS—18.1—1984中給出的數據主要基于美國20世紀60至70年代的電廠經驗數據得到，考慮到電廠運行經驗的積累、設計水平的提高等多方面因素，此標準中給出的大部分主要核素的數據已過于保守，不能真正反映近年來核電廠實際的運行水平。

隨著我國源項研究的深入和法規標準要求的提高，發現原AP1000源項體系在我國應用中還存在一些問題[5]，需要進一步完善，例如：

(1)各種源項的應用目的不明確；

(2)不同設計階段對源項的設計要求不明確；

(3)只提供了一套基于運行數據計算的排放源項，這套源項作為現實排放源項可能不夠現實，作為設計排放源項，又可能不夠“保守”；

(4)一回路現實源項與設計源項相互獨立，存在一定的不合理性。

正是存在以上的不合理性，同時國內也缺少AP1000型核電廠的運行經驗數據，因此AP1000型核電廠流出物排放源項分析方案的確定一直受到各方的關注，如何既能合理的體現電廠的實際運行水平，又與最新法規標準要求相適應，一直受到各方的密切關注。

基于前期大量的研究，目前確定了一套優化后的用于AP1000型核電廠流出物排放源項的分析方法，獲得了認可，下文對裂變產物和腐蝕活化產物的流出物排放源項分析方法進行介紹。

2 AP1000型電廠流出物排放源項分析方法優化研究

2.1 反應堆冷卻劑源項分析

氣液態流出物的排放量計算以反應堆冷卻劑源項為基礎，為了適應核電廠不同階段環境影響評價的目的，需要給出不同階段的不同排放源項。具體來說，排放源項應包括設計排放源項和現實排放源項。與此對應，反應堆冷卻劑源項應包括設計源項和現實源項。

對于以上兩套源項，現實源項應該真正的現實，設計源項應該適度的保守。用于現實源項計算的基本假設和參數，應該盡可能地真實反映電廠的實際運行情況。用于設計源項計算的基本假設和參數，應該是保守的并應考慮運行管理要求。在進行AP1000型核電廠氣液態流出物排放源項分析時，設計源項和現實源項的選取依據如下：

(1)用于設計排放源項的冷卻劑源項。分析時保守考慮了電廠運行中可能的各種瞬態導致的反應堆冷卻劑中核素活度濃度的增加，取反應堆冷卻劑劑量等效131I活度濃度為5 GBq/t。當電廠監測到反應堆冷卻劑劑量等效131I活度濃度大于5 GBq/t時，放射性廢液處理系統將會投入額外的兩個除鹽床對放射性廢液進行處理，以確保向環境排放的放射性量和濃度滿足控制值的要求。

(2)現實源項。取反應堆冷卻劑劑量等效131I活度濃度為0.1 GBq/t。該源項數據基于運行電廠的經驗數據得到，可作為計算現實排放源項的基礎，為電廠的運行提供參考。

2.1.1 裂變產物源項分析

對于設計排放源項和現實排放源項，是通過對設計基準源項調整計算得到的。因此本文首先對設計基準源項的計算方法進行介紹。

設計基準反應堆冷卻劑裂變產物活度濃度是根據假設條件(假定的燃料包殼破損率和不同核素的逃脫率系數)通過機理模型計算得到。

計算時主要考慮了以下的假設條件：

(1)設計情況下裂變產物源項分析時假定的燃料包殼破損率為0.25%，在壓水堆核電廠設計中，該數據在國際上得到了普遍認可。且在美國核管會標準審查大綱(SRP)[6]中也規定在壓水堆電廠設計中，使用0.25%的燃料包殼破損率，對于屏蔽設計是可以接受的。

(2)電廠實際運行時，裂變產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理非常復雜，工程上采用逃脫率系數和燃料包殼破損率來模擬整個過程。

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

據此計算得到設計基準情況下裂變產物源項，根據參考文獻[7]中的內照射有效劑量(CEDE)轉換因子，采用下式計算得到劑量等效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的劑量轉換因子，Sv/Bq；

DCF131I——131I CEDE的劑量轉換因子，Sv/Bq。

計算得到設計基準源項的劑量等效131I活度濃度如表1所示。

表1 設計基準反應堆冷卻劑劑量等效131I活度濃度

計算得到設計基準源項的劑量等效131I活度濃度后，對其源項數據分別按劑量等效131I活度濃度的比例進行調整，即得到設計排放源項和現實排放源項計算所需的反應堆冷卻劑源項。

2.1.2 腐蝕產物源項分析

反應堆冷卻劑中腐蝕產物活度濃度的確定以運行電廠的測量數據為基礎，根據NUREG—0017中描述的方法，通過PWR—GALE程序計算得到。根據NUREG—0017所述，只要所考慮的核電廠的系統流程和系統內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核素的活度濃度調整為所考慮的核電廠的相應數值。

對于反應堆冷卻劑中的腐蝕活化產物，其調整因子的計算公式為：

(2)

(3)

式中：f——調整因子；

P——電廠熱功率，MWt；

WP——反應堆冷卻劑水裝量，kg；

λ——核素的衰變常數，h-1；

R——反應堆冷卻劑系統對腐蝕產物的去除率，h-1；

FD——反應堆冷卻劑下泄流量，kg/h；

NB——化學和容積控制系統混床對腐蝕產物的去除系數；

FB——年平均調硼排水流量，kg/h；

FA——通過化學和容積控制系統陽床的等效流量，kg/h；

NA——化學容積控制系統陽床對腐蝕產物的去除系數。

對于腐蝕產物，考慮到AP1000型電廠采取了一系列降低腐蝕產物的措施，比如從電廠開堆時起，即向反應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備數量等，以上措施預期會降低反應堆冷卻劑中腐蝕產物的活度濃度。同時根據國際上壓水堆的運行經驗，預期采取以上控制腐蝕產物措施將使反應堆冷卻劑中腐蝕產物的活度濃度降低二分之一，因此保守考慮腐蝕產物的現實源項為設計基準腐蝕產物源項的二分之一，設計源項與設計基準腐蝕產物源項相同。

2.2 液態流出物源項計算

2.2.1 分析方法

液態放射性流出物排放源項分析時，需結合化學與容積處理系統和廢液處理系統的處理流程，綜合考慮各類廢液的產生量、化學與容積控制系統和廢液處理系統對各類廢液的凈化作用、各類廢液的收集時間、活度水平等因素。

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

對于地面疏水和設備疏水等廢液，在廢液暫存箱內進行收集。廢液暫存箱內收集的廢液通過水泵輸送，由與處理反應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收集的廢液處理后進入廢液監測箱進行排放。當取樣檢測出放射性偏高時，箱內液體可送回暫存箱，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，可直接監測排放。

考慮到電廠中實際的控制方式等，液態流出物設計排放源項計算時，保守假設核島槽式排放口處的廢液排放濃度為1 000 Bq/L，同時基于廢液產生量，反推得到核島廢液的年排放量。核島槽式排放口液態流出物現實排放量計算時，以各類廢液的產生量為基礎，同時考慮了廢液處理系統對各類廢液中不同核素的去污因子。

2.2.2 結果分析

液態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 單機組液態流出物排放量與GB 6249—2011控制值的比較

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

2.3 氣態流出物源項計算

2.3.1 分析方法

氣態流出物排放量計算時主要考慮以下途徑向環境釋放：

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

(2)工藝流體泄漏的放射性核素通過輔助廠房向環境的釋放；

(3)燃料操作區域的通風導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的釋放；

(5)二回路系統的釋放。

這些釋放貫穿于整個核電廠的正常運行過程。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流出物排放量進行了計算。現對不同廠房或區域的氣態流出物排放量計算方法介紹如下：

2.3.1.1 反應堆廠房

反應堆廠房的氣載放射性主要來自反應堆廠房設備的泄漏液，由于反應堆廠房溫度較高，各設備的泄漏液以一定的閃蒸份額變為蒸氣后進入反應堆廠房氣空間，然后經過通風過濾系統中的活性炭過濾器和高效過濾器的凈化后排入環境中。

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備的泄漏液，由于輔助廠房溫度相對較低，各設備的泄漏液以一定的氣水分配變為蒸氣后進入輔助廠房氣空間，然后通過廠房通風系統進入環境中。

2.3.1.3 燃料操作區域

換料期間，換料通道將乏燃料池和反應堆壓力容器連通，因此，反應堆冷卻劑水將與乏燃料池水、燃料運輸通道中的水(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，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的形式進入燃料操作區域氣空間，通過廠房通風系統進入環境中。

2.3.1.4 放射性廢氣處理系統

計算放射性廢氣處理系統的氣態放射性流出物排放量時，廢氣主要來自化學與容積控制系統下泄流和反應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，得到廢氣處理系統的放射性廢氣的排放量。

2.3.1.5 二回路系統

對于二回路系統，未經冷凝的放射性氣體主要是通過真空泵的抽氣釋放進入環境。分析時以二回路氣態源項為基礎，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 結果分析

氣態流出物排放量與GB 6249—2011控制值的比較見表3。

表3 單機組氣態年排放量與GB 6249—2011中控制值的比較

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

3 結論

流出物排放源項的研究是氣態、液態流出物排放管理和環境影響評價的基礎，對于安全分析和環境影響評價具有重要意義。本文針對AP1000 DCD中氣液態流出物分析方法存在的不足，同時根據國內標準的要求，結合核電廠不同設計階段的分析需求，提出了兩套排放源項的分析方法。該分析方法詳細考慮了氣液態流出物的產生來源、處理和釋放過程，對氣液態流出物排放管理和環境影響評價具有重要意義。同時，本文基于該分析方法對AP1000型電廠的氣液態流出物排放源項進行了計算，結果表明，單機組的氣液態排放量可以滿足GB 6249—2011的控制值要求。