三代壓水堆內陸廠址放射性流出物排放問題及改進建議

劉紅坤，董 亮，劉 妍，唐 輝

(華龍國際核電技術有限公司，北京 100036)

核能作為一種綠色能源，日益得到重視和發展。核電與火電、水電一起構成了世界能源的三大支柱，在世界能源結構中有著重要地位[1]。根據IAEA預測，2030年全球核電裝機容量將增加到7.40億千瓦，2050年將達到11.37億千瓦[2]。

當前，AP1000、“華龍一號”、CAP1400、法國核電技術(EPR)以及俄羅斯核電技術(WWER1000)是我國已采用的5種第三代核電技術[3]，其中具有自主知識產權的是“華龍一號”和CAP1400?！叭A龍一號”正處于示范工程建設和向國內外市場批量化推廣的關鍵時期，CAP1400也已有機組在建。

世界主要核電國家，如美國、法國等，內陸核電廠占比都在50%以上[4]。目前，許多研究機構均對我國中長期核電發展情景進行了預測，在我國核電發展過程中，單靠沿海核電的裝機容量將無法滿足電力需求，發展內陸核電對滿足未來電力需求有著重要意義。國務院《能源發展戰略行動計劃(2014—2020)》指出：“在采用國際最高安全標準、確保安全的前提下，適時在東部沿海地區啟動新的核電項目建設，研究論證內陸核電建設。到2020年，核電裝機容量達到5 800萬千瓦，在建容量達到3 000萬千瓦以上。”從2004年開始，國內各大核電集團在沿海和內陸省份都開展了大規模的核電廠選址工作[5]。截至目前，我國有超過20個省份的內陸核電廠址開展可行性研究工作[6]，湖南桃花江、江西彭澤和湖北咸寧等內陸廠址前期開展了大量論證工作。

內陸廠址液態流出物的受納水體大多是居民用水、農田灌溉、漁業養殖、娛樂活動和工業用水來源等[7]，內陸核電面臨的一個關鍵問題就是流出物排放[3，8]。

未來內陸核電建設中，三代壓水堆必將扮演重要角色。因此本文通過分析三代壓水堆液態流出物排放，探究三代壓水堆能否滿足內陸核電廠址相關法規標準要求，并提出合理化改進建議，以期為三代壓水堆未來內陸廠址建設提供參考。

1 三代壓水堆液態流出物設計條件

1.1 三代壓水堆設計

三代壓水堆設計分為核島液態流出物排放和常規島液態流出物排放，由于三代壓水堆排氚廢液通過核島液態流出物排放；除氚、14C外其他放射性核素主要通過核島液態流出物排放，常規島液態流出物排放占2%左右。因此本文僅分析核島液態流出物排放。圖1示意了某三代壓水堆核島液態流出物主要來源和處理工藝。

圖1 核島液態流出物主要來源和處理工藝Fig.1 The main source and processing technology of liquid radwaste discharge

1.2 內陸廠址條件

三代壓水堆尚未開展內陸廠址設計，因此本文結合內陸核電廠的大量前期工作做如下假定設計：

(1)內陸核電設計采用二次循環方案，處理合格的放射性廢液通過槽式排放系統與電廠冷卻塔溫排水混合后排出。根據國內外內陸核電廠設計經驗，其單臺機組溫排水量為10-1m3/s量級[9]，本文結合表1，假設三代壓水堆單機組內陸廠址冷卻塔溫排水量為0.3 m3/s。

表1 國內內陸核電廠(部分)溫排水設計值[10-11]Tab.1 China inland nuclear power plants(partial) thermal discharge[10-11]

(2)根據調研，內陸28個濱河初選廠址中，大多數河流97%的枯水量在100 m3/s以上，少數河流97%的枯水量在40 m3/s以上[12]。因此，保守考慮取液態流出物受納水體流量為40 m3/s進行計算。

(3)核島液態流出物經槽式排放口進入排放構筑物后，與電廠冷卻塔溫排水混合，經排放構筑物排入受納水體，在排放口下游1 km前達到完全混合狀態。

2 內陸三代壓水堆放射性物質排放問題

2.1 三代壓水堆現有設計分析

核電廠液態流出物中的放射性核素通常劃分為氚、14C和除氚、14C外其他放射性核素三類。14C的主要排放途徑是氣態，液態排放量較小[7]。我國國家標準《核動力廠環境輻射防護規定》(GB 6249—2011)[13]規定了內陸核電廠液態放射性年釋放量以及“對于內陸廠址，槽式排放出口處的放射性流出物中除氚、14C外其他放射性核素濃度不應超過100 Bq/L，并保證排放口下游1 km處受納水體中總β放射性不超過1 Bq/L，氚濃度不超過100 Bq/L。”

三代壓水堆現有設計按照內陸廠址條件進行分析，則某三代壓水堆核島液態流出物核素總量和濃度列于表2。

通過分析表2的數據可知，某三代壓水堆目前設計中槽式排放口的除氚、14C外其他放射性核素槽式排放口濃度和受納水體氚濃度不能滿足內陸廠址要求。

表2 核島液態流出物核素總量和濃度(單機組)Tab.2 Total nuclides and concentrations of liquid radwaste discharge from nuclear island / per unit

2.2 三代壓水堆內陸廠址液態流出物排放改進建議

2.2.1除氚、14C外其他放射性核素

目前三代壓水堆的設計滿足槽式排放口的除氚、14C外其他放射性核素濃度沿海廠址1 000 Bq/L的要求，不能滿足內陸廠址100 Bq/L的要求。

放射性廢液處理工藝有過濾、蒸發、離子交換等傳統技術，也有化學絮凝、反滲透、熱泵蒸發等新應用的工藝[14-15]。

過濾的去污效果有限，一般不單獨使用，通常作為離子交換、蒸發等工藝之前的預處理。

蒸發工藝具有較高的去污因子(DF>103)，技術成熟，產生的二次廢物可直接水泥固化或桶內干燥成鹽餅。熱泵蒸發較普通蒸發具有節能優勢。

離子交換工藝，即除鹽床，去污因子10

化學絮凝配合活性炭過濾工藝對膠體核素的去除率大于90%[16]，產生的二次廢物的廢活性炭可直接水泥固化。

反滲透去污因子10

因此，在現有過濾、蒸發、離子交換處理工藝基礎上，根據上述工藝特點并結合陽江3、4號機組工程經驗，增加化學絮凝、離子交換床和反滲透處理裝置。其中化學絮凝去除膠體、離子交換床去除核素、反滲透處理裝置作為精處理設施，使得處理后廢液滿足內陸廠址100 Bq/L的要求。工藝廢液經化學絮凝、除鹽床處理后滿足排放要求的送監測箱，不能滿足排放要求的送反滲透裝置進行精細處理(精處理)?；瘜W廢液經蒸發工藝處理后滿足排放要求送監測箱，不能滿足排放要求的送反滲透裝置精處理。第一級反滲透裝置的透過液送往監測箱監測排放，濃縮液送往第二級；第二級反滲透裝置透過液送往監測箱監測排放，濃縮液送往化學廢液罐。工藝流程示意圖示于圖2。

圖2 內陸廠址核島液態流出物處理工藝示意圖Fig.2 The treatment process of the liquid effluent from inland third-generation PWR nuclear island

2.2.2氚排放

根據三代壓水堆現有氚排放設計值，且滿足內陸廠址排放口下游1 km處氚濃度不超過100 Bq/L的要求，根據本文1.2節內陸廠址條件受納水體流量估算，能滿足2臺某三代壓水堆機組氚排放要求，但不能滿足3臺機組氚排放。由于現有廢液處理工藝均不能去除廢液中的氚，因此氚排放問題將成為制約內陸廠址獲批的重要因素之一。

為滿足內陸廠址氚排放要求，需要充分利用受納水體氚容量，通過設置貯存罐，根據受納水體流量調整排氚廢液流量，同時為保證排氚廢液與受納水體充分混合，應設置擴散器[17]。經計算，2臺某三代壓水堆機組按照全年平均排放含氚廢液，則下游1 km處氚濃度為71 Bq/L。同時需要盡快研發壓水堆氚處理裝置[18]，以滿足內陸廠址建設多機組的需求。

根據排氚廢液的年產生量，按照全廠6臺機組考慮，需要配置年處理能力18 000 m3/a的氚處理裝置。排氚廢水氚濃度約為1.49×107Bq/L，與內陸廠址受納水體氚濃度要求相差5個數量級，考慮受納水體的稀釋能力，建議研發去污因子達到10～100的氚處理裝置[18]。

氚處理工藝在重水堆應用比較成熟，常見的工藝有蒸汽催化交換(VPCE)、液相催化交換(LPCE)、聯合電解催化交換(CECE)、水精餾(WD)、色譜法(GC)等[19]。VPCE工藝分離氚只是實現相轉換，即將氚或氫由水蒸氣相交換到氣相。進入氣相的氚、氫需利用氫同位素技術進行濃集分離，其效率低、能耗大。自疏水催化劑被研發出來以后，液相催化交換LPCE得到重視，仍需要與其他技術聯合使用才能完成氫同位素的濃集和分離，綜合能耗與蒸汽催化交換VPCE相當[20]。近年來，加拿大、美國、日本、韓國以及我國等對CECE工藝進行了大量的研究，證明其優勢明顯[20]。CECE其最大優點是實現了氫氣與液態水催化交換過程中重組分向液態水中轉移的方向，與電解過程中重組分向電解液中濃集的方向一致，這使得CECE的分離因子可以達到幾千甚至上萬，CECE在含氚輕水和重水的氚提取方面，具有較好的應用前景。水精餾是一種最簡單的能實現含氚廢水預濃集的方法，已工業化應用于重水生產與升級。

相比常見的重水堆除氚的處理工藝，三代壓水堆含氚廢水的處理具有排氚廢水氚濃度低、排放量大的特點。建議采用水精餾+聯合電解催化交換方法，達到分離含氚廢水中氚的目的。利用水精餾工藝對大量含氚水進行預濃集，將預濃集后的濃氚廢液利用聯合電解催化交換進一步濃集。建議的工藝流程示意圖示于圖3。

圖3 內陸廠址氚處理裝置工藝示意圖(建議)Fig.3 The tritium treatment device from inland third-generation PWR nuclear island ( recommendation )

水精餾+聯合電解催化交換方法是基于當前氚處理技術的現狀，選擇能耗相對較低的CECE工藝。利用水精餾工藝具有處理容量大的特點，首先對大量含氚水進行預濃集，再利用CECE工藝對含氚水濃集效率高的特點，將經過水精餾預濃集的含氚水(小體積)輸送到CECE單元進行進一步濃集。該方法可為內陸電廠6臺機組共用，其運行成本預期可接受，但仍需關注新的氚處理工藝研發進展。

3 結論

通過對比分析三代壓水堆內陸廠址液態流出物與現有法規標準要求，并結合當前的技術現狀，對不能滿足內陸廠址排放要求的指標，提出改進建議，得到如下結論：

1)三代壓水堆現有設計中放射性物質除氚、14C外其他放射性核素和氚排放均不能滿足內陸廠址要求。

2)對于除氚、14C外其他放射性核素，建議增加化學絮凝、離子交換床和反滲透處理裝置以滿足內陸廠址排放要求。

3)對于氚排放，通過調整排放方式能夠滿足2臺機組排放要求；如需滿足多機組氚排放需求，建議采用水精餾+聯合電解催化交換方法進行氚處理。