三代核電氣、液態流出物計算及在內陸廠址條件下環境影響優化

陳 誠，張立波，張君南，王曉亮

(1.中國核工業集團有限公司，北京 100822； 2.中國核電工程有限公司，北京 100840)

國家能源發展“十三五”規劃中明確指出：在沿海地區開工建設一批先進三代壓水堆核電項目。積極開展內陸核電項目前期論證工作，加強廠址保護[1]。在今后我國核電發展中，新開工的機組將以華龍一號和AP1000等三代核電技術為主，隨著沿海廠址資源的開發程度逐步加深，可用的沿海廠址數量逐步減少，加之內陸用電需求的增長，可以預見在不遠的將來會有一批三代核電機組在內陸廠址開工建設。通過設計和運行的優化降低排放，對內陸核電的發展和增加公眾可接受性具有重要意義。

流出物排放是指由實踐或實踐中的源(反應堆)的正常運行所產生的放射性核素，經過廢物處理系統或控制設備(包括就地貯存和衰變)處理到足以滿足國家相關標準之后，按照預定的途徑以氣載(氣體、氣溶膠)或液態流出物的形式向環境的排放[2]。流出物排放的計算需要考慮放射性物質在反應堆中的產生、輸運、三廢設施的作用、衰變等多個環節。流出物排放的計算是校核和反饋電廠設計的一種重要手段，也是評估核電廠正常運行工況下公眾可能受到的輻射劑量的基礎。氣液態流出物通過大氣彌散和在受納水體中的擴散能夠直接對環境產生影響并通過外照射和進入生物圈被人攝入而形成內照射最終對人體產生影響。

美國、法國等國的核電建設經驗表明，內陸核電和濱海核電主要差異在于自然環境的不同，從而引起對冷卻方式、廠址可行性及安全評價所關注的側重點不同[3]。我國內陸幅員遼闊，內陸核電廠址的自然條件與沿海廠址相比有著較大的差異，且不同內陸廠址之間的環境條件差別也比較大。一方面我國內陸地區，尤其是北方，水資源通常緊缺，核電廠址面臨受納水體流量較小、季節性變化大的問題，另一方面內陸核電廠址有相當一部分的年均風速較低、靜風頻率較高，同時內陸地區還面臨著受納條件季節性變化大等問題。這給氣態、液態流出物的受納帶來了新的挑戰，為降低其對環境和人體的影響，需要我們通過計算方法正確評價影響，為工藝設備、排放策略等方面優化提出建議，從而實現在考慮了經濟和社會因素之后，個人受照劑量的大小、受照射的人數以及受照射的可能性均保持在可合理達到的盡量低水平。

1 氣、液態流出物排放源項的計算

排放源項的計算需要考慮核素在不同堆型的反應堆一回路和二回路工藝系統、廠房中的產生、輸運、衰變、吸附、排放的全過程最終計算得到氣、液態流出物排放源項。AP1000排放源項計算采用PWR-GALE程序，其計算依據是反應堆的運行數據、現場與實驗室的測試數據以及特定電廠為降低正常運行中(包括預期運行事件)可能釋入環境的放射性水平而在設計中所做的一些考慮[4]，其主干計算邏輯如圖1所示。華龍一號排放源項的計算采用我國自主研發的CNRADREL程序，其計算邏輯建立在對目標電廠排放流程的模擬上。

圖1 PWR-GALE程序的主干計算邏輯

1.1 氣載流出物的計算

通常根據性質的不同將核電廠氣載流出物中的放射性物質分為惰性氣體、碘、長壽命粒子(半衰期≥8 d)、碳-14和氚這5類。按照來源分為汽輪機廠房排放、凝汽器抽氣、輔助廠房通風排放、廢氣系統排放、燃料廠房通風系統排放、安全殼通風相關系統排放等。AP1000機型運行工況下(包括正常運行和預期運行事件)的氣載放射性流出物來源主要有廢氣處理系統、蒸汽發生器排污系統、凝汽器抽氣器排氣裝置、安全殼掃氣排氣、輔助廠房、汽輪機廠房、乏燃料水池的通風排氣、二回路系統蒸汽泄漏等。表1給出了三代核電的氣載流出物計算結果。

華龍一號在保守的設計工況下的氣載流出計算結果遠低于國家標準。AP1000在示范工程的參數下計算結果可以滿足單臺核電機組的排放標準，但是惰性氣體、碘、氚已接近國標GB 6249—2011中規定的限值。國標中同時規定，對于同一堆型的多堆廠址，所有機組的年總排放量應控制在單臺機組規定值的4倍以內，因此對于采用示范工程的AP1000機型如在同一廠址建設4臺機組以上，則有氣載流出物超標的風險。經工藝改進和優化后的AP1000機型氣載流出物中惰性氣體和碘顯著降低，各項核素(除氚外)排放遠低于國家標準，給單一廠址建設多臺機組(4臺以上)帶來了可能。

1.2 液態流出物的計算

華龍一號在正常運行工況下，硼回收系統將主冷卻劑經除鹽、硼水分離蒸發后，蒸餾液進入硼水補給系統(RBM)中等待復用。當電站需要主動排氚時，將蒸餾液排入廢液排放系統中等待排往環境。廢液處理系統(ZLT)主要處理來自核島疏水排氣系統(RVD)收集的、可能含有放射性的廢液。按廢液是否具備主冷卻劑特性、化學物質的多少、被污染程度等分為工藝疏水、化學疏水和地面疏水。AP1000運行狀態下(包括正常運行和預期運行事件)液態流出物源項的主要來源有：從硼回收系統流出而產生的水，臟廢物或混合廢物系統排放而產生的廢液，蒸汽發生器排污處理系統排放而產生的廢液，化學廢物與冷凝水除鹽器再生系統排放而產生的廢液，汽輪機廠房疏水坑排放而產生的廢液，洗衣房廢水[5]。

華龍一號和AP1000的液態流出物計算結果(見表1)均符合國家標準的要求。華龍一號廢液處理系統增加了絮凝注入及活性炭吸附工藝，使液態流出物的排放與二代加核電相比有了顯著降低。在國內新AP1000項目的設計中增設了絮凝處理裝置和兩臺離子交換床，結合ANSI/ANS 18.1對于主冷卻劑源項和參考電廠調整因子的變化，形成了優化后的AP1000液態流出計算結果。我國在AP1000的工程實踐中針對AP1000三廢處理系統的工藝改進以及近些年來電廠運行數據積累所帶來的參考電廠的主要核素活度濃度和調整因子的變化[6-7]，對AP1000的排放源項的計算進行了優化研究。最新的計算結果解決了多堆廠址排放超標的問題。

表1 三代核電流出物排放計算結果(Bq/a)

2 內陸核電廠址特點及流出物監管要求

氣載流出物隨風輸送，使污染物的散布范圍不僅僅局限于排放源附近，大氣邊界層中的湍流運動，使污染物在隨風輸送的同時進行擴散。我國內陸擬選廠址中，有相當一部分的年均風速較低、靜風頻率較高，且一般處于丘陵河谷復雜地形和復雜氣象條件下(如桃花江、咸寧)。內陸核電廠址，特別是北方內陸核電廠址的大氣擴散條件常顯示出明顯的季節性。中國核電工程有限公司對河北北部某廠址進行了氣象調查分析，從統計數據來看，廠址的風速和主導風向也存在隨季節的顯著變化，各月平均風速如圖2所示。

圖2 河北北部某廠址累年各月平均風速

液態流出通常排放進入受納水體，通過蒸發、引用、灌溉、洗浴等對生物圈產生影響。我國內陸核電(或其他核設施)廠址中北方廠址通常受納水體條件不是很理想，國外個別內陸核電廠址甚至完全沒有受納水體。南方核電廠址主要集中在長江流域沿岸內陸省份，隨著環境保護力度的加強，向受納水體排放液態流出物可能面臨更加嚴格的技術要求和政策規定。內陸受納水體河流徑流量隨季節變化明顯。馬利軍等[8]研究了桃花江核電廠受納水體資水的月度變化規律，結果如圖3所示。由圖3可見，資水徑流量隨著月份的變化顯著，5—7月凈流量最大，平均值約為徑流量最小的10—1月份的3～4倍。

圖3 資水桃江站徑流量年內分配特征

內陸廠址和濱海廠址排放要求的區別主要集中在液態流出物的排放濃度，國家標準規定：對于濱海廠址，槽式排放出口處的放射性流出物中除氚和碳-14外其他放射性核素(其他核素)濃度不應超過1 000 Bq/L；對于內陸廠址，槽式排放出口處的放射性流出物中其核素濃度不應超過100 Bq/L[9]。無論內陸或是濱海廠址液態流出物年排放體積是大致相當的，因此內陸核電的液態流出物排放濃度限值僅約為濱海廠址的1/10，這就對內陸廠址的液態流出物中除氚和碳-14外其他放射性核素的吸附和凈化提出了更高的要求。國家標準對于核動力廠的季度和月度排放控制也提出了要求，規定每個季度的排放總量不應超過所批準的年排放總量的1/2，每個月的排放總量不應超過所批準的年排放總量的1/5。

3 內陸核電廠流出物排放和環境影響優化

對于氣載和液態流出物，內陸核電廠址有著其特殊的環境條件和受納限制條件，需要對其氣、液態流出物的環境排放進行專門考慮。另一方面隨著技術的進步，先進的凈化設備的凈化效率不斷提高，為了實現“合理可行盡可能低”(As Low As Reasonably Achievable (ALARA)原則，在將來可能的內陸核電建設中也需要采用新的技術降低氣、液態流出物的排放。

3.1 增加先進凈化工藝

核電廠廢液處理系統中用于降低氚和碳-14以外核素的工藝手段主要為離子交換、蒸發技術、膜處理和化學絮凝注入等4種，后者的凈化效果最好。以AP1000為例，廠房的設計可以容納5級陽床/廢液離子交換樹脂床，工藝改進后WLS對碘、銫/銣、其他核素的去污因子分別達到了2 200、125 000、250 000[10]，而工藝改進之前對這3種核素的去污因子均為1 000，可見去污能力顯著提升(見表2)。

表2 增加工藝設備后AP1000的去污因子

1)括號內為發生設計基準源項的預期運行事件時的設備去污因子。

隨著對關鍵廠房處理設備的投入，這些原認為在氣載流出物排放中次要的廠房已經在氣載流出物中占據重要份額。以AP1000為例，輔助廠房(包含燃料操作區域，燃料操作區域位于輔助廠房內，在計算程序中單獨考慮)占到了非常大的比例，如圖4所示。

圖4 AP1000各廠房氣載流出物比例

內陸核電與濱海核電廠址相比，氣象擴散條件通常較為不利，可以考慮在新建內陸核電中針對各輔助廠房設置活性炭吸附(效率90%)和HEPA過濾(效率99%)等設備，使氣載流出物實現經吸附過濾后的受控排放，這將顯著降低氚和碳-14以外氣載流出物的排放總量。

3.2 適當增加排放罐槽的貯存能力

華龍一號排放前設置了3×500 m3暫存槽。AP1000未在排放前設置暫存槽。華龍一號的暫存貯槽相對較大，按設計工況，現有設施能貯存半年左右的排放量，AP1000的暫存能力則稍弱。華龍一號廢氣處理系統中專門設置了衰變罐，考慮其充滿時間為30 d，衰變時間為60 d，AP1000則無相應設置。對于氣載流出物中半衰期為8.3 d的I-131(在鈾裂變產物份額中占0.82%)和半衰期為5.2 d的Xe-133，華龍一號的設置衰變罐所增加的系統衰變時間(約90天)已經相當可觀。

新建內陸核電中可以考慮在廢液排放系統中增加衰變槽數量或體積，AP1000機型可以參考華龍一號的有關設計新增氣載流出物衰變罐。這不僅有利于降低短壽命核素的排放量，也有利于內陸核電機組排放形成季節間的調整能力，達到降低環境影響的目的。

3.3 根據環境情況適時排放

同一廠址在相同的流出物排放總量的條件下，在大氣擴散條件、受納水體稀釋條件不同時，其對環境和公眾造成的輻射劑量會有所不同。

對于氣載流出物的排放應考慮在核電廠址周邊設置若干氣象觀測裝置，監測氣象條件的變化，計算出實時的大氣擴散因子數據，結合人口分布、農作物生長、養殖等數據，優化計算出合理的排放方案，在大氣擴散條件好時適當多排，大氣擴散條件差時適當少排，降低氣載流出物對環境和居民的影響。

對于液態流出物的排放，內陸核電廠址應根據受納水體徑流量逐月的變化趨勢，結合下游取水、灌溉、養殖等數據優化計算，在滿足國標關于季度、月度排放量限值的條件下，得到環境影響最小的排放方案。

需要指出的是氣液態流出物根據環境情況的適時排放必須在對核設施運行或活動的開展不存在可能引起輻射危險的情況下進行。如核電廠已具備足夠的流出物貯存能力且貯存后適時排放不影響核電廠的安全和正常運行，才可以考慮本措施。

4 結論

以AP1000和華龍一號為代表的三代核電技術單臺機組的氣載和液態流出物排放總量能夠滿足我國現行標準和法規的要求。經優化后的AP1000機組排放量顯著降低，為單個廠址4臺以上機組的建設帶來了可能。華龍一號和AP1000在氣、液態流出物的處理工藝和設備上有所不同，華龍一號的去污能力和系統容量更大，對于AP1000在內陸廠址條件下，降低排放總量有很重要的參考意義。

內陸廠址在氣載和液態流出物受納環境方面與濱海廠址相比較為不利，氣體方面體現在年均風速較低、靜風頻率較高，液態方面體現在水體受納能力小于海洋，且北方內陸廠址通常缺乏受納水體。法規和國家標準中對于內陸廠址液態排放提出了更高的要求，且規定了在受納水體下游的放射性濃度。

通過分析三代核電氣、液態流出物的工藝特點和內陸廠址的特殊環境條件，本文提出了增加氣體和液體流出物凈化的工藝設備降低流出物排放總量；增加氣、液態流出物暫存能力，增加衰變時間，降低短壽命核素的排放量，同時使核電機組具備排放的季節調整能力；根據廠址季節大氣擴散條件和受納水體徑流量制定優化排放方案；將液態流出物轉為氣態排放三方面的技術優化建議和策略方案，為進一步減少內陸核電的氣、液態流出物排放總量和降低環境影響提供了支撐。