嚴重事故有限影響準則的環境影響系數計算方法研究

石雪垚，黃樹明，丁 超，陳巧艷，邱 林，楊志義,*

(1.中國核電工程有限公司，北京 100840；2.生態環境部 核與輻射安全中心，北京 100082)

自1991年開始，歐洲5個國家的電力生產部門決定成立歐洲用戶要求(EUR)組織，主要目標是聯合為歐洲市場編寫通用的第3代輕水堆規范文件。目前EUR組織已擴大至14個成員，并于2012年發布了D版文件，于2016年升級至目前的最新版E版，EUR為第3代輕水堆設計提供了通用的參考依據[1]。福島事故后，2012年《核安全和放射性污染防治十二五規劃及2020年遠景目標》被批復，規劃提出‘十三五’及以后建設的核電機組，力爭實現從設計上實際消除大量放射性物質釋放的可能性[2]。對于如何理解并實現實際消除核電廠大量放射性物質釋放，文獻[3-6]進行了深入的研討。針對國內沒有明確的針對大量放射性釋放的判斷標準這一現狀，文獻[5,7-8]提出了借鑒EUR的有限影響準則(CLI)形式，以場外應急行動水平來確定大量釋放的判定準則，制定符合國內要求的CLI。HAF 102—2016針對嚴重事故提出了“在技術上實現減輕放射性后果的場外防護行動是有限的甚至是可以消除的”這一目標[9]，但沒有給出相應的驗收準則。陳妍等[10]對EUR中CLI中的閾值與環境影響系數進行了嘗試研究，并結合桃花江核電廠的氣象數據，使用事故劑量模式和均勻釋放假設，計算了CLI中的閾值和核素的環境影響系數，并探討了CLI在我國的適用性，提出需要根據我國廠址數據，研究適合我國環境/社會影響的CLI。EUR提出的CLI給出了針對嚴重事故放射性釋放的驗收標準，然而需結合國內的實際情況制定適用國內的準則。本文在國內相關研究的基礎上，對CLI相關系數的確定方法進行修正，提出一種新的CLI環境影響系數計算方法。

1 CLI概念

1.1 CLI定義

EUR從場外應急目標的角度，針對設計擴展工況(包括嚴重事故)提出了4個不同的設計目標，并針對每個設計目標提出了相應的驗收準則，即CLI，其中EUR的D版對這4個設計目標的描述[11]如下：1) 廠址半徑800 m外不需采取應急防護行動(CLI-1)；2) 廠址半徑3 km外不需采取臨時避遷防護行動(CLI-2)；3) 廠址半徑800 m外不需采取長期的防護行動(CLI-3)；4) 只造成非常有限的經濟影響(CLI-4)。

針對設計目標1～3，EUR給出的驗收準則表達式中僅考慮了嚴重事故后向環境釋放的9個特定核素：133Xe、131I、137Cs、131Tem、90Sr、103Ru、140La、141Ce、140Ba，采用式(1)對場外后果進行評估和驗收。針對設計目標4，則分別給出131I、137Cs、90Sr的總釋放量限值。

(1)

其中：Rig和Rie分別為9個放射性核素中的第i個核素在相應時間內從地面和高架排放位置向環境釋放的釋放量，TBq；Cig和Cie分別為第i個核素從地面釋放和高架排放時的環境影響系數，Sv/TBq；Criterion為根據相應應急防護行動干預水平得到的閾值，Sv。表1為CLI的相關系數。

表1 CLI相關系數Table 1 Coefficient of CLI

1.2 CLI理念

EUR提出的CLI表達式通過Criterion與場外應急防護行動建立對應關系，CLI表達式的實質是給出了一種計算場外放射性后果的簡易公式，即用9個代表性核素的釋放量計算所有核素造成的放射性后果，在評估核電廠是否滿足放射性驗收準則時，采用放射性釋放量作為驗收判定依據與直接采用放射性后果作為判定依據相比，前者可降低計算放射性后果時帶來的不確定性[11]。

當核電廠發生嚴重事故后，堆芯內的放射性物質以不同形態釋放到安全殼和環境中。在進行放射性源項釋放分析時，往往根據不同元素的性質歸為不同的放射性核素分組，在分析時假設該組的放射性核素具有相同的物理化學性質和釋放特點。早期的源項分析程序STCP及放射性后果分析程序MACCS均參照了NUREG-1150確定的放射性核素分組方式[12]，考慮了對于放射性后果影響較大的60個核素，并將60個放射性核素按照物理化學形態分為9組(表2)。在核素組中，每個核素所占的份額取決于堆芯積存量。以國內某3代核電機組為例，停堆時刻131I的積存量為3.1×106TBq，而第2組所有核素的積存量之和為3.4×107TBq。分析放射性后果時，不能僅考慮131I的貢獻而忽略同一核素組中其他核素的貢獻。因此，Cig、Cie不僅僅代表核素i導致的放射性后果，而是代表了核素i所在核素組中所有核素對環境的影響。使用CLI時，默認的前提條件是認為代表性核素的釋放量與其所在的放射性核素組導致的放射性后果呈正比或接近正比關系。同樣，在計算放射性后果時也不能僅考慮某組核素造成的后果而忽略其他核素組的貢獻，如通過CLI準則的Criterion與131I的環境影響系數CI之商作為滿足該CLI的131I極限釋放量[13]。

表2 放射性核素分組Table 2 Isotope in each radionuclide class

1.3 CLI相關系數的推導方法

CLI的實質是一種計算場外放射性后果的簡易公式，即用9個代表性核素的釋放量推算所有核素造成的放射性后果。因此確定CLI的實質是尋找釋放量Ri與放射性后果的關系，即環境影響系數Ci。計算放射性后果通常有兩種方法，一種是通過基于廠址的大氣彌散因子數據計算事故后某一位置處的有效劑量，另一種是采用基于NUREG/CR-4691的MACCS程序計算[14]。采用基于廠址的大氣彌散因子數據計算得到的放射性后果通常更加保守。陳妍等[10]采用桃花江廠址的相關數據推導得到了桃花江廠址的環境影響系數Cig和Cie，其中Cig的計算公式為：

(2)

其中：DFAi為放射性核素i在空氣中的浸沒劑量轉換因子；(χ/Q)j為事故后在距離r處第j個釋放時間段的大氣彌散因子；DFGi為核素i的沉積劑量轉換因子；Vi為核素i的干沉積速率；Si為核素i在j釋放時間段內r距離處的沉積劑量修正因子；λi為核素i的衰變常量；DFIi為核素i的吸入劑量轉換因子；Bj為成人在j個釋放時間段的呼吸率；Tj為第j個釋放時間段的時間長度。

由式(2)可看出，計算Cig時僅考慮了核素i的貢獻，并未考慮核素i所在的核素組中其他核素的貢獻，與本文1.2節討論的CLI表達式基本理念不一致。此外，式(2)假設各時間段內放射性物質均勻釋放，這與實際放射性釋放過程有一定偏差，發生嚴重事故后，惰性氣體可認為釋放速率恒定，而氣溶膠由于不斷的發生沉降、去除，其釋放主要集中在進入嚴重事故后的初始階段。因此，考慮不同釋放階段核素的釋放速率后，式(2)修正為：

(3)

其中：Ri,j,k為第i個核素分組內的第k個核素在第j個時間段內的釋放量；Ri,j,0為第i個代表性核素在第j個時間段內的釋放量。

2 CLI環境影響系數的確定方法

鑒于目前推導環境影響系數的方法與CLI設計理念存在一定的偏差，本文基于更加現實的嚴重事故源項分析和放射性后果分析方法，提出了一種新的CLI中環境影響系數確定方法。

2.1 基本步驟

本方法在確定環境影響系數時主要步驟為：1) 確定核素分組及代表性核素；2) 確定參考源項；3) 放射性后果分析；4) 環境影響系數的推導。圖1為環境影響系數確定方法流程圖。

2.2 確定放射性核素分組及代表性核素

放射性核素分組應根據放射性核素的物理、化學性質確定。本文參照當前主流的嚴重事故分析軟件，如嚴重事故放射性源項分析軟件MELCOR、MAAP及放射性后果分析軟件MACCS，采用NUREG-1150的放射性核素分組方法，將60種放射性核素分為9組，且每個放射性核素分組的代表性核素參照EUR的CLI給出(表2)。

圖1 環境影響系數確定方法流程圖Fig.1 Flow chart of environmental impact coefficient calculation method

2.3 確定參考源項

放射性源項指事故后每個核素的釋放量和釋放過程，是進行放射性后果分析的基礎，與具體堆型設計相關。因此參考源項的確定必須以實際的電廠設計參數為基礎。本文選取華龍一號作為參考堆型，采用嚴重事故一體化分析程序MAAP[15]，對華龍一號典型低壓嚴重事故序列的放射性源項釋放過程進行分析。圖2為3個典型核素向環境釋放過程，表3列出每個代表性核素在不同時刻的參考釋放量。

2.4 放射性后果分析

采用放射性后果分析程序MACCS，基于廠址氣象條件數據(包括氣象條件、人口分布及各類照射途徑參數)建立放射性后果分析模型，分別計算第i個放射性核素組內所有核素在距離核電廠x位置導致的放射性后果Di,x，Sv，其中i=1～9。這里的放射性后果Di,x考慮了第i個核素分組內所有核素的貢獻。

圖2 典型核素向環境釋放過程Fig.2 Release process to environment of typical nuclide

表3 代表性核素的參考釋放量Table 3 Reference release of representative nuclides

放射性后果Di,x與距離x相關，本文基于華龍一號設計參數和漳州核電廠廠址條件，參考EUR D版中的CLI-1，提出非居住區(600 m)外無需撤離的目標。需要注意的是，在最新的EUR E版中，相應的目標為距離反應堆3 km外無需撤離，本文為了與文獻[10]進行對比，仍選取了與EUR D版中CLI-1接近的目標。根據GB18871附錄E2.1.2臨時撤離的通用優化干預水平，要求事故后7 d內環境累積劑量小于50 mSv，因此距離x為600 m，計算放射性后果的時間為事故后7 d。為了簡化計算，本文假設所有釋放均為地面釋放。

2.5 環境影響系數的推導及結果

根據第i個代表性核素的參考釋放量R′i和其所在的放射性核素分組內所有核素在x距離處導致的放射性后果Di,x，根據式(4)計算得到環境影響系數Ci,x。

(4)

表4給出了本文基于漳州核電廠廠址條件和本文提出的新方法計算得到的環境影響系數計算結果，同時給出了該準則相近的EUR CLI-1地面釋放的環境影響系數以及文獻[10]中根據桃花江核電廠數據按照式(2)得到800 m不需要緊急防護行動的相關系數。可看出，與文獻[10]中采用的計算方法相比，采用本文計算方法得到的環境影響系數與EUR CLI-1相關系數相比更加接近。需要指出的是，由于無法獲得EUR和文獻[10]采用的廠址氣象條件原始數據，表4中的系統推導結果參考了不同廠址的氣象條件，這會對環境影響系數的計算結果造成一定影響。

表4 環境影響系數計算結果Table 4 Calculation result of environmental impact coefficient

3 結論

在目前缺少針對嚴重事故的放射性釋放驗收準則背景下，EUR針對設計擴展工況提出的CLI給出了一種通用的簡化判定標準，已被多個歐洲國家所采用。通過對CLI進行研究可知：1) CLI表達式中閾值與場外應急防護行動建立了對應關系；2) CLI表達式的實質是給出了一種計算場外放射性后果的簡易公式，即用9個代表性核素的釋放量推算所有核素造成的放射性后果。基于以上對CLI的認識，采用更加現實的嚴重事故源項分析和放射性后果分析方法，提出了一種新的CLI中環境影響系數確定方法。并以華龍一號為參考堆型，基于漳州核電廠廠址的氣象數據，得到了滿足非居住區(600 m)外無需撤離目標的環境影響系數。與EUR提出的相關環境影響系數相比具有一定的相似性，從而證明了該方法的理念是正確的。