压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项计算研究_吕炜枫

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压水堆^3H源项计算分析

中图分类号：章编号：１０００—６９３１（２Ｏ１６）０３—０４５９－０５
ｄｏｉ：１０．７５３８／ｙｚｋ．２０１６．５０．０３．０４５９
ＣａｌｃｕｌａｔｉｏｎＡｎａｌｙｓｉｓｏｆＴｒｉｔｉｕｍＳｏｕｒｃｅＴｅｒｍｉｎＰＷＲ
ＣＨＥＮＨａｌ—ｙｉｎｇ，ＺＨＡＮＧＣｈｕｎ—ｍｉｎｇ，ＷＡＮＧＳｈａｏ—ｗｅｉ，，ＬＩＨｕａｉ—ｂｉｎ。（１．ＮｕｃｌｅａｒａｎｄＲａｄｉａｔｉｏｎＳａｆｅｔｙＣｅｎｔｅｒ，ＭｉｎｉｓｔｒｙｏｆＥｎｖｉｒｏｎｍｅｎｔａｌＰｒｏｔｅｃｔｉｏｎ，Ｂｅｉｊｉｎｇ１００１４２，Ｃｈｉｎａ；
摘要：对压水堆中氚的产生和消减机理进行了研究。根据一回路冷却剂中氚的代谢机制建立氚计算模
型，分析了压水堆各途径对氚的产生量贡献及Ｌｉ纯度对锂产氚量的影响。结果表明：计算模型详细考
９９．９％时锂产氚量占总量的７．４５，其他途径对氚的产生量贡献很小，可忽略。锂产氚量的贡献随
着Ｌｉ纯度的升高而线性减小。研究结果可为压水堆氚源项的计算提供参考。
关键词：压水堆；中子活化反应；硼；锂；氚
２．ＳｈａｎｇｈａｉＮｕｃｌｅａｒＥｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇＲｅｓｅａｒｃｈ＆ＤｅｓｉｇｎＩｎｓｔｉｔｕｔｅ，Ｓｈａｎｇｈａｉ２００２３３，Ｃｈｉｎａ）
Ａｂｓｔｒａｃｔ：Ｔｈｅｍｅｃｈａｎｉｓｍｏｆｔｒｉｔｉｕｍｐｒｏｄｕｃｔｉｏｎａｎｄｒｅｄｕｃｔｉｏｎｉｎｐｒｉｍａｒｙｃｏｏｌａｎｔｏｆｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄｗａｔｅｒｒｅａｃｔｏｒ（ＰＷＲ）ｗａｓｓｔｕｄｉｅｄ．Ｔｈｅｔｒｉｔｉｕｍｃａｌｃｕｌａｔｉｏｎｍｏｄｅｌｓｗｅｒｅｅｓｔａｂｌｉｓｈｅｄｂａｓｅｄｏｎｔｒｉｔｉｕｍｍｅｔａｂｏｌｉｓｍ．ＴｈｅｃｏｎｔｒｉｂｕｔｉｏｎｏｆｖａｒｉｏｕｓｗａｙｓｔｏｇｅｎｅｒａｔｅｔｒｉｔｉｕｍｗａｓｃａｌｃｕｌａｔｅｄａｎｄｔｈｅｉｎｆｌｕｅｎｃｅｏｆＬｉｐｕｒｉｔｙｏｎｔｒｉｔｉｕｍｐｒｏｄｕｃｔｉｏｎｗａｓａｎａｌｙｚｅｄ．Ｔｈｅｒｅｓｕｌｔｓｓｈｏｗｔｈａｔｔｈｅｏｐｔｉｍｉｚａｔｉｏｎｍｏｄｅｌｓｃｏｎｓｉｄｅｒｉｎｄｅｔａｉｌｔｈｅｃｈａｎｇｅｏｆｎｕｃｌｉｄｅｓｃｏｎｃｅｎｔｒａｔｉ０ｎｆｒｏｍｗｈｉｃｈｔｒｉｔｉｕｍｎｕｃｌｉｄｅｓａｒｅｐｒｏｄｕｃｅｄｗｉｔｈｔｉｍｅ，ａｎｄｔｈｅｔｒｉｔｉｕｍｐｒｏｄｕｃｔｉｏｎｉｓ５２．０８ＴＢｑ／ａ．ＴｈｅｔｒｉｔｉｕｍｎｕｃｌｉｄｅｓｉｎＰＷＲｐｒｉｍａｒｙｃｏｏｌａｎｔａｒｅｍａｉｎｌｙｆｒｏｍｔｈｅａｃｔｉｖａｔｉｏｎｒｅａｃｔｉｏｎｏｆｓｏｌｕｂｌｅｂｏｒｏｎｂｙａｂｓｏｒｂｉｎｇｎｅｕｔｒｏｎａｎｄｔｈｅｔｅｒｎａ— ｒｙｆｉｓｓｉｏｎｏｆｕｒａｎｉｕｍ，ｗｈｉｃｈｃｏｎｔｒｉｂｕｔｅｍｏｒｅｔｈａｎ９０．ＷｈｅｎｔｈｅｐｕｒｉｔｙｏｆＬｉｉｓ９９．９，ｔｈｅｔｒｉｔｉｕｍｐｒｏｄｕｃｅｄｆｒｏｍｌｉｔｈｉｕｍａｃｃｏｕｎｔｓｆｏｒ７．４５．Ｏｔｈｅｒｗａｙｓｐｒｏｄｕｃｅａｓｍａｌｌａｍｏｕｎｔｏｆｔｒｉｔｉｕｍｗｈｉｃｈｃａｎｂｅｉｇｎｏｒｅｄ．ＴｈｅｃｏｎｔｒｉｂｕｔｉｏｎｏｆｌｉｔｈｉｕｍｄｅｃｒｅａｓｅｓｌｉｎｅａｒｌｙｗｈｅｎｔｈｅｐｕｒｉｔｙｏｆＬｉｉｎｃｒｅａｓｅｓ．ＴｈｅｒｅｓｅａｒｃｈｒｅｓｕｌｔｓｃｏｕｌｄｐｒｏｖｉｄｅａｒｅｆｅｒｅｎｃｅｆｏｒｔｈｅｃａｌｃｕｌａｔｉｏｎｏｆｔｒｉｔｉｕｍｓｏｕｒｃｅｔｅｒｍｏｆＰＷＲ．Ｋｅｙｗｏｒｄｓ：ＰＷＲ；ｎｅｕｔｒｏｎａｃｔｉｖａｔｉｏｎｒｅａｃｔｉｏｎ；ｂｏｒｏｎ；Ｉｉｔｈｉｕｍ；ｔｒｉｔｉｕｍ

内陆核电厂放射性液态流出物“近零排放”探讨

“
ｎｅａｒｚｅｒｏｒｅｌｅａｓｅ ”ｆｒｏｍｔｈｅｉｍｐａｃｔｏｆａｈｅａｌｔｈｒｉｓｋｔｏｔｈｅｐｕｂｌｉｃ．Ｔｈｒｏｕｇｈｔｈｅｕｓｅｏｆ
ｐｒｏｃｅｓｓｉｎｇｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙｔｏｈａｎｄｌｅｔｈｅｗａｓｔｅｌｉｑｕｉｄ．ＭｉｎｉｍｉｚｅｔｈｅｒｅｌｅａｓｅｏｆｒａｄｉｏｎｕｃｌｉｄｅａｎｄｏｔｈｅｒｈａｒｍｆｕＩｓｕｂｓｔａｎｃｅｓｉｎｔｏｅｎｖｉｒｏｎｍｅｎｔａｓｐｏｓｓｉｂｌｅ。ｔｏａｃｈｉｅｖｅｎｅａｒｚｅｒｏｒｅｌｅａｓｅｏｆｒａｄｉｏａｃｔｉｖｅｌｉｑｕｉｄｉｎｉｎｌａｎｄｎｕｃｌｅａｒｐｏｗｅｒｐｌａｎｔｓ．Ｔｈｉｓｐａｐｅｒｄｅｔｅｒｍｉｎｅｄｔｈｅｔａｒｇｅｔｓｏｆ
标，论证通过采用基于化学注入的膜处理技术和太阳能蒸发技术实现放射性流出物的近零排放。关键词：内陆核电厂；放射性液态流出物；硼；近零排放中图分类号：ＴＬ９４１＋．１９文章标志码：Ａ文章编号：０２５８ — ０９１８（２０１５）０２ — ０３７３ — ０６

核电厂气载放射性流出物有效剂量转移因子取值差异性分析研究

核电厂气载放射性流出物有效剂量转移因子取值差异性分析研究张琼;逯馨华;王博;郭瑞萍;陈鲁【摘要】本文介绍了核电厂气载放射性流出物对公众造成的剂量计算公式,概述了在正常运行工况下由于大气弥散所导致的公众剂量评价软件,比较分析了软件中典型放射性核素的有效剂量转移因子,并与相关标准进行对比分析,为我国核电厂环境影响审评提供了有益的技术参考.%Firstly, it introduces the public dose calculation formula and software on the nuclear power plant of airborne radioactive effluents to the public.Then it comparative analysis the transfer factor of the typical radionuclide under normal operating conditions by the atmospheric dispersion stly, it compared with the relevant standards and it gives some advices and provides useful technical reference for the environmental impact evaluation of nuclear power plants in China.【期刊名称】《核安全》【年(卷),期】2016(015)004【总页数】8页(P40-47)【关键词】核电厂;气载放射性流出物;有效剂量转移因子【作者】张琼;逯馨华;王博;郭瑞萍;陈鲁【作者单位】环境保护部核与辐射安全中心,北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心,北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心,北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心,北京 100082;环境保护部核与辐射安全中心,北京 100082【正文语种】中文【中图分类】X591《核动力厂环境辐射防护规定》（GB6249-2011）［1］指出，在核电厂环境影响报告书中必须考虑核电厂流出物对环境、生态和公众的影响。

压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项计算研究

第４７卷增刊
２０１３年６月
原

子
能
科
学
技
术
Ｖｏ１．４７，Ｓｕｐｐ１．
ＡｔｏｍｉｃＥｎｅｒｇｙＳｃｉｅｎｃｅａｎｄＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙ
Ｊｕｎ．２０１３
压水堆核电站运行状态下
气液态放射性流出物源项计算研究
吕炜枫，熊军，唐邵华，刘杰
（深圳中广核工程设计有限公司，广东深圳５１８０５７）
摘要：压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项为环境影响评价的源头。通过对压水堆核电站
ｄｏｉ：１０．７５３８／ｙｚｋ．２Ｏ１３．４７．ＳＯ．０１９７
ＲｅｓｅａｒｃｈｏｎＣａｌｃｕｌａｔｉｏｎｏｆＧａｓｅｏｕｓａｎｄＬｉｑｕｉｄＲａｄｉｏａｃｔｉｖｅＲｅｌｅａｓｅＤｕｒｉｎｇＮｏｒｍａｌＯｐｅｒａｔｉｏｎｆｏｒＰｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄＷａｔｅｒＲｅａｃｔｏｒＰｌａｎｔ
运行状态下气液态放射性流出物的释放途径及其计算基准的研究，得出了各类型压水堆核电站通用的运
行状态下气液态放射性流出物源项计算模型，并分析讨论了主要的影响因素。根据建立的计算模型，采用ＣＰＲ１０００机型的设计参数，计算了ＣＰＲ１０００机型气液态放射性流出物源项预期值，并与大亚湾和岭澳核

核设施正常工况下液态放射性流出物环境影响评价模型简介及应用举例

在大多数情况下直接使用未考虑沉积物作
用时水产食物中的放射性比活度 ,但当底泥作
用显著时应适当加以考虑。
对于某些特殊地区 ,淡水中的贝类或海藻
都是主要的水产食物 ,一般来说 ,对除 Cs以外
的元素 ,它们的生物浓集因子取淡水鱼类的 10
倍 ,对 Cs则取淡水鱼类的 1 /3。
2. 2. 2 岸边沉积物的放射性面密度的计算
计算水中核素浓度所必需的现场数据 (以
下的河流参数都是相应于 30年间最小的河水
流量的数据 )包括 : (1)河流宽度 B , m; (2)释放
点到可能的用水点之间的纵向距离 x, m; (3)
核素
i的衰变常数
λ i
,
s-
1 。非必需的现场条件
相关的参数包括 : 30年间最小的年平均河水流
量 qr , m3 / s;相应于 qr 的河流的深度 D , m;河水
2. 2 放射性物质在照射途径中的传输模型对于液态放射性流出物在河流中扩散后对
人造成的影响 ,主要考虑如下几种照射途径 : ( 1 )人食用了受污染的水生食物而引起的内照
马稳林等 :核设施正常工况下液态放射性流出物环境影响评价模型简介及应用举例
·93·
射 ; (2)人饮用了受污染的水而造成的内照射 ;
1 前言
在建造核电站或其他核设施之前 ,必须对其进行环境影响方面的评估 ,其中放射性流出物对公众和环境造成的影响的评估是其中的一个重要的部分 ,核设施业主和监管部门均为此投入大量人力物力。尤其是核电站 ,正常工况下放射性液态流出物对公众影响的评价 ,按现行规定要求关于厂址的水文资料和人口资料等需要许多的数据。但在核电站的选址阶段 ,其实并没有必要一开始就花费大量的人力去采集大量的现场数据 ,使用很复杂的计算模型甚至做一些专门针对某个厂址的数值模拟实验等等。我们可以先使用比较简单和保守的计算方法来估算其环境影响 ,如果得到的结果远小于管理限值 (如小于管理限值的 1 /10) ,则无需进一步的计算 ,这样就大大减少了工作量和提高了工作效率 ;如果得到的结果在管理限值之上 , 我们可以使用较为精细的计算模型和少量的现场数据来计算 ,此时如果计算结果符合国家规

VVER-1000_型机组正常运行气液态流出物源项计算

第41卷㊀增刊12021年㊀10月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation㊀ProtectionVol.41㊀No.S1㊀㊀Oct.2021㊃辐射防护监测与评价㊃VVER -1000型机组正常运行气液态流出物源项计算张君南,周耀权,李㊀璐,郑㊀伟(中国核电工程有限公司,北京100840)㊀摘㊀要:田湾3㊁4号机组采用俄方设计制造的VVER -1000型反应堆,其正常运行气液态流出物排放源项是检验核电厂设计是否满足国家相关环境标准的重要指标,是辐射防护最优化设计的重要内容之一㊂以我国压水堆核电厂源项框架体系为基础,通过分析田湾核电站相关工艺系统流程,选取合适的工艺回路部件数学模型,采用电厂设计以及实际运行经验参数,分别计算了设计与现实排放源项,并与俄方计算结果进行对比,说明采用新源项框架体系下气液态放射性流出物的变化情况㊂关键词:VVER -1000;气液态流出物;源项中图分类号:TL75文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2021-01-11作者简介:张君南(1988 ),男,2014年毕业于华北电力大学核能科学与工程专业,获硕士学位㊂E -mail:zhangjna@㊀㊀气液态流出物环境排放源项是指核电厂在运行状态下通过气液态途径向环境排放的放射性物质数量的年平均值,是用来检验核电厂的设计能否满足相关环境标准[1-2]要求㊁是否符合可合理达到的且尽量低的排放原则的必须指标,是评估核电厂运行时对公众和生态辐射影响的基础,环境排放源项的估算是新建核电厂辐射防护最优化设计的重要内容之一㊂田湾3㊁4号机组采用俄罗斯设计制造的WWER -1000型反应堆㊂本文对装载TVS -2M 组件正常运行期间单台机组的气载和液态流出物排放源项进行了计算和分析,并与俄方提供的装载AFA 组件版本[3](以下简称俄方)中的气㊁液态排放源项的计算结果进行了比较,分析装载TVS -2M 组件对排放源项的影响,并根据运行经验反馈情况给出现实排放源项的计算结果㊂在放射性流出物释放量估算时,采用现实工况与保守工况两套假设㊂现实工况下的放射性排放源项计算结果称作为现实排放源项 ,主要用于环境影响评价中的三关键分析㊂保守工况对应于反应堆冷却剂活度的限值条件,在此工况下的放射性排放源项计算结果称作为设计排放源项㊂1㊀数学模型本文采用Beta-Gamma-Project 计算,该程序是由俄罗斯圣彼得堡核动力设计院和圣彼得堡国立大学辐射防护实验室共同研制的,可以用来计算核电厂不同系统中各个设备如过滤器㊁树脂床㊁贮存罐等在反应堆正常运行㊁瞬态或事故工况下放射性物质的积累㊁衰变㊁净化以及气载㊁液态流出物的放射性活度以及其γ能谱[4]㊂在核电站正常运行过程中,大多数工艺过程进入工艺回路部件的放射性介质流速都为常量㊂工艺回路部件上第m 个核素的积累活度决定于:(1)进入工艺回路部件的介质中第m 个核素的初始活度;(2)在工艺回路部件上由介质中母核的放射性衰变形成的第m 个核素的活度;(3)从工艺回路部件流出的流量以及在再循环工况下流向过滤系统的流量中第m 个核素的输出;(4)第m 个核素的衰变㊂考虑衰变链中的两个母核,对工艺回路部件中第m 个核素的活度积累,采用如下活度平衡方程:㊀辐射防护第41卷㊀第S1期d A md t=gf(1)m a I m+ðk=1,2χm m-k f(2)mλm A m-k(t)-(λm+Gεm+F V)A m(t)式中,χm m-k为第m-k个核素衰变到第m个核素的概率;λm为第m个核素的衰变常数,1/s;A m为第m个核素在工艺回路部件上的活度,Bq;Am-k为第m-k个核素在工艺回路部件上的活度,Bq;f(1)m为从工艺回路部件进入介质中第m个核素的流出系数;g为工艺回路部件上进入介质的流量,m3/s;a Im为第m个核素在进入工艺回路部件进入介质中的初始活度,Bq;f(2)m为第m个核素在工艺回路部件的沉积系数;G为再循环工况下,从工艺回路部件流向过滤系统的介质流量,m3/s;εm为再循环工况下,第m个核素去过滤系统的沉积系数;F 为从工艺回路部件流出的流量,m3/s;V为工艺回路部件的容积,m3㊂2㊀气载流出物排放㊀㊀正常运行期间气载流出物主要来源于反应堆厂房通风系统㊁核辅助厂房通风系统㊁KPL-2放射性气体处理系统㊁KPL-3贮槽排气处理系统㊁停堆换料和高于汽轮机厂房的排放㊂其中停堆换料的排放考虑停堆期间降功率时主冷却剂泄漏导致的排放㊂(1)反应堆厂房通风系统反应堆厂房通风是由KLD-10通风过滤系统完成,处理一回路系统主设备的不可控冷却剂泄漏产生的气载放射性物质㊂冷却剂的不可控泄漏为100kg/h㊂冷却剂中的放射性核素通过汽水分离进入安全壳空间,再由安全壳通风系统KLD-10过滤后排入环境㊂(2)核辅助厂房通风系统在正常运行情况下,由KLE-20系统处理辅助厂房和安全厂房设备不可控冷却剂泄漏产生的气载放射性物质,辅助厂房存在不可控冷却剂泄漏30kg/h㊂(3)KPL-2放射性气体处理系统KPL-2系统分为主线和辅线两个线路㊂除气器㊁可控泄漏罐的排气在氢燃烧系统KPL1经预处理后排往KPL2系统的主工作线㊂KBB㊁KBC㊁KTC 系统贮罐的排气排往辅助工作线,辅线的处理量很小,可忽略不计㊂(4)KPL-3贮槽排气处理系统KPL-3系统处理来自KPF系统和KPK系统㊂机组功率运行时,KPF和KPK系统储罐在装填时持续排污,而KBE50AT001吸附剂水力排放(每年一次)至KPK20BB001储罐中㊂KPL-3系统的净化效率为:分子碘0.99,有机碘0.9,气溶胶碘0.999㊂(5)停堆换料停堆换料期间考虑3个途径排放:①假设停堆期间一回路仍以100kg/h的速度向反应堆厂房排放,KLD10通风系统向环境的排放;②反应堆开盖后冷却剂中的惰性气体100%释放到环境中;③乏燃料水池的蒸发㊂(6)高于汽轮机厂房高于汽轮机厂房的排放考虑2个途径的排放:①一回路冷却剂通过蒸汽发生器以1kg/h 泄漏到二回路,其中的惰性气体通过冷凝器真空系统100%释放;②汽轮机厂房设备的不可控泄漏,二回路不可控泄漏为14500t/a,其中2%为蒸汽㊂3㊀液态流出物排放㊀㊀正常运行期间液态放射性流出物主要来源于液体废物处理系统(KPF)㊁冷却剂处理系统(KBF)㊁核服务厂房特排水系统(KTT)㊁二回路冷凝水净化系统(LD)再生水和汽轮机厂房的不可控泄漏㊂(1)液体废物处理系统(KPF)KPF系统处理来自于下列途径的废水:①来自反应堆厂房,核辅助厂房以及安全厂房的地坑收集水(2040t/a);②过滤器换芯清洗液;③蒸汽发生器的冲洗液㊂(2)冷却剂处理系统(KBF)冷却剂处理系统(KBF)主要处理来自主冷却剂泄漏㊁KBA处理的主冷却剂和主泵轴封冲洗水,有5000t/a废液(其中包括3000t/a的非平衡水)经KBF排入到KPF处理㊂张君南等:VVER -1000型机组正常运行气液态流出物源项计算㊀(3)核服务厂房特排水系统(KTT)KTT 系统排放淋浴水(11000t /a)㊁洗衣水(16000t /a)和不含放射性的排水(410t /a)㊂它的年放射性释放量取自于俄方参考核电站的运行经验值㊂(4)二回路冷凝水净化系统(LD)再生水LD 系统处理二回路冷凝水(进口流量:3600t /h),由并列的5条工作线组成(1条备用)㊂每条工作线由一台阳床㊁一台混床组成,4台阳床的年工作次数47次,4台混床的年工作次数9次㊂(5)汽轮机厂房二回路不可控泄漏水来自汽轮机厂房的二回路系统的泄漏,全年总水量约14500t /a㊂其中进入汽轮机厂房的不可控泄漏中,有10%的碘和90%的除碘和惰性气体外的其它核素进入到冷凝液中㊂4㊀计算结果比较及差异分析㊀㊀根据放射性核素在核电站工艺回路的累积模型,以一回路源项为计算起点,结合三废处理系统的工艺流程,计算得出正常运行状态下核电站向环境的排放㊂表1为主冷却剂裂变产物和腐蚀产物比活度,为输入的源项参数㊂表2为液态流出物计算结果,由表1和表2可知,对于裂变产物和腐蚀产物,堆芯装载TVS -2M 组件情况下的排放量大于俄方的值,且Cr -51设计值与俄方计算差别较大,主要是因为主冷却剂中核素的放射性比活度的差别较大㊂相应的系统参数变化如下:(1)LD 系统的混床和阳床的运行周期缩短,放射性核素在树脂中衰变时间缩短;(2)射水抽气器改为汽封冷却器,相应的轴封系统排放变为气载排放㊂表1㊀主冷却剂裂变产物和腐蚀产物比活度(Bq /kg )Tab.1㊀Specific activity of fission and corrosion productsin primary coolant (Bq /kg )表2㊀液态流出物排放计算结果(GBq /a )Tab.2㊀Liquid effluents source term results (GBq /a )㊀㊀由表2第6列可知,对于现实工况与保守工况的变化,裂变产物现实工况为保守工况的0.01~0.07倍之间,腐蚀产物现实工况为保守工况的0.12~0.89之间㊂主要因为:(1)一回路主冷却剂裂变产物和腐蚀产物的差异,裂变产物现实工况与保守工况的比值大约为0.03,腐蚀产物现实工况与保守工况的比值大约为0.30(见表1);(2)对于核服务厂房特排水系统(KTT),现实工况与保守工况均采用核电厂运行经验值;(3)由于蒸汽发生器一回路向二回路的泄露率直接影响了二回路系统向环境的排放源项,且此值现实工况为保守工况的0.5倍㊂以上三点因素综合导致了液态流出物排放源项的差异㊂㊀辐射防护第41卷㊀第S1期表3㊀气载流出物排放计算结果(GBq /a )Tab.3㊀Gaseous effluents source term results (GBq /a )㊀㊀由表1和表3所示,对于裂变产物和腐蚀产物,堆芯装载TVS -2M 组件情况下各排放途径的量均大于俄方的值,且与主冷却剂中核素的放射性比活度的变化规律基本一致㊂对于现实工况与保守工况的变化,原因与液态流出物排放源项差异原因相同㊂5㊀结论㊀㊀根据正常运行期间堆芯装载TVS -2M 组件情况下气液态设计排放源项计算结果及其与俄方给出的计算结果对比可以看出,排放量略有增大,变化趋势与主冷却剂中各核素的放射性比活度变化规律基本一致㊂综上所述,田湾3㊁4号机组装载TVS -2M 组件后,主冷却剂中核素的比活度变化是导致气液态流出物排放源项变化的主要原因,而其他影响因素,如系统变化㊁参数选取等对结果影响不大㊂参考文献:[1]㊀环境保护部㊁国家质量监督检验检疫总局.核动力厂环境辐射防护规定:GB 6249 2011[S].北京:中国环境科学出版社,2011.[2]㊀全国核能标准化技术委员会.压水堆核电厂运行状态下的放射性源项:GB /T 13976 2008[S].北京:中国标准出版社,2009.[3]㊀田湾核电站3㊁4号机组最终安全分析报告[R].连云港:江苏核电有限公司,2016.[4]㊀PROGRAM ‘BETA-GAMMA-PROJECT“Version 2.0User s guide [R].St Petersburg:Saint Petersburg Research andDesign Institute,1999.Calculation of radioactivity with gaseous releases and liquid dischargesfrom VVER -1000units on normal operationsZHANG Junnan,ZHOU Yaoquan,LI Lu,ZHENG Wei(China Nuclear Power Engineering Co.LTD.,Beijing 100840)Abstract :VVER -1000units was designed and manipulated by Russian in Tianwan nuclear power station,ofwhich radioactivity with gaseous and liquid discharges on normal operations is one of the most important indexthat can testify the design of NPP satisfy the relative national environmental standard s requirements,and oneof the most important content of radiation protection optimization.This paper is based on the national pressurized张君南等:VVER-1000型机组正常运行气液态流出物源项计算㊀water reactor NPP source term framework,by analyzing Tianwan NPP relative system process flow,established mathematical models of each equipment in different circuit system when the reactor is under normal operations, adopted design and operational parameters,and calculated realistic and conservative source term respectively. The results is compared with Russian s,and presents the changes after the new source term framework being adopted.Key words:VVER-1000;gaseous and liquid effluents;source term(上接第14页,Continued from page14)Implementation and effect analysis of radiation environmental quality assessment based on environmental monitoring dataLI Yang,KANG Jing,WANG Yan,GU Zhijie(China Institute for Radiation Protection,Taiyuan030006)Abstract:In order to ensure the implementation of the assessment of the radiation environmental quality status of nuclear bases and nuclear facilities in China,a radiation environmental quality method based on environmental monitoring data was established.The assessment method was introduced firstly,the implementation effect and problems encountered were analysed,and suggestions for improvement were put forward in the end.Key words:nuclear installation;radiation environmental quality assessment;assessment method。

核电厂流出物排放氚的化学类别及监测方法探讨

核电厂流出物排放氚的化学类别及监测方法探讨摘要：通过对核电厂流出物排放传氚的化学类型进行能够分析，根据调查预估可能的排出量。

针对环境生物、空气中氚的监测，从而分析核电厂液态及气载流出物中不同类型氚排放的可行性，然后对相关监测方法和剂量评估模式进行合理的建议。

关键词：核电厂流出物；排放氚；化学类型；监测方法；应用效果根据世界上大多数核电厂的工作经验，关于流出物中氚的监测一般局限在氚化水，不过根据相关记录可知，气载流出物中的氚可能通过HT、CH3T的形态释放出来，液态流出物会通过有机氚的形式排放出来。

若是仅单纯针对HTO实施监测和评估，那么就无法有效的评估核电厂氚的排放量，由此可知，关于氚辐射剂量的评估模式还需要进一步得到改进。

一、核电厂排放氚的化学类型（一）液态流出物中的排放氚的化学类型第一，分析其来源。

核电厂反应堆中的氚主要来源于燃料中235U的三元裂变反应，对轻水堆来说可能通过一回路冷却剂活化作用而形成，主要包括10B、6Li、2H反应。

反应堆运营阶段，一回路中的氚通过化学与容积系统下泄、设备泄漏等方式进入二回路或厂房中，利用废物处理系统、厂房通风系统等排放到环境中。

由于轻水堆中水的作用，氚会代替水分子中的氢，因此排放氚的形态为HTO。

核电厂排放的有机氚来源通过核电厂废液处理系统的废液来源、系统处理工艺来进行分析，核电厂废液处理系统的废水来源于核岛工艺排放、化学废水等，这些废水中都包含有机物。

废水处理后进入到储存槽中，监测后通过液态方式排放到环境中。

根据表1可知我国的CPR1000机组核岛废液处理系统废液来源和排放量，地板疏水的排放量在50%左右。

地板疏水中可能保护一定的有机物，比如溶解形态、固体形态的洗涤剂、微生物。

核电厂废水处理技术有除盐、蒸发、过滤，同时还包括超滤、反渗透，具体特点见表2。

表1 CRP1000机组核岛废液处理系统的废液来源及排放量废液来源废物特点处理方式排放量工艺排水化学排放地板疏水及热洗衣淋浴水放射性浓度高、化学物质含量少除盐 4500m3·a-1放射性浓度高、化学物质含量少蒸发 3000m3·a-1放射性浓度低、悬浮物固体含量高过滤地板疏水1000m3·a-1热洗衣淋浴水2500m3·a-1表2 核电厂放射性废液处理方法的特点处理方法特点局限性除盐化学、热及辐射稳定性好，有大量可供选择的树脂确保选择性蒸发去污因子较大，在高盐浓度室影响较大且容易堵塞有工艺方面限制、投资和运行费用较高去污因子小，效率取决于固液分离的步骤104～106之间，适用于各种不同的放射性核素过滤适用于大体积和高盐浓度废物第二，OBT排放。

压水堆核电厂含氚废水的产生与排放分析

压水堆核电厂含氚废水的产生与排放分析顾叶剑顾叶剑化学工程硕士,工程师,工作于中核核电运行管理有限公司,从事核电厂一回路水质分析与放射性流出物控制工作。

摘要随着核电的发展和环境保护需求的日益增强，核电厂排氚问题也越来越受到重视，如何降低核电厂氚的产生和废液处理已成为当前的难点之一。

本文通过对压水堆核电站氚的产生和释放机理进行了分析，得出了一回路中氚的主要来源；同时，对电厂各个系统中氚含量进行监测与分析，掌握了正常运行期间整个系统内各个部分的氚含量水平变化趋势；最后，对几个氚处理的方式进行对比分析，得出对于目前的压水堆核电厂而言，环境排放是采取的主要方式。

关键词核电厂；氚产生；氧化运行；监测中图分类号:TL929文献标识码:ADOI：10.19694/ki.issn2095-2457.2020.19.013AbstractWith the development of nuclear power plant and the increasing demand for environmental protection,the discharge of tritium from nuclear power planthas become more and more important.How to reduce the production oftritium and waste liquid treatment in nuclear power plants has become oneof the current difficulties.This paper briefly described the production andrelease mechanism of tritium from PWR nuclear power plants,and obtainedthe main source of tritium in the primary system.At the same time,thetritium was monitored and analyzed in each system of the nuclear powerplant,and known that the trend of tritium content level in the whole systemduring normal operation.Finally,after several tritium treatment methods were compared,it show that the environmental discharge is the main way forcurrent PWR nuclear power plants.Key WordsNuclear power plant;Tritium generation;Tritium release;Monitor0引言氚属于弱β释放体，本身不会产生外照射危害，但氚具有很长的半衰期（12.3年），并且具有很高的同位素之间的交换率，在环境传输过程中滞留时间较长，会产生极大范围的放射性影响。

压水堆核电厂氚排放源项的计算及验证

收稿日期:2020-01-10基金项目:国家科技重大专项课题大型先进压水堆及高温气冷堆核电站课题(项目号:2013Z X 06002001,2019Z X 05006001)作者简介:杨昭林(1994 ),男,福建莆田人,硕士研究生,现从事核辐射环境影响评价方面研究通讯作者:叶远虑:y e yu a n l v @c h i n n s c .c n 第40卷第3期核科学与工程V o l .40 N o .32020年6月N u c l e a r S c i e n c e a n d E n g i n e e r i n gJ u n .2020压水堆核电厂氚排放源项的计算及验证杨昭林1,王亮2,3,周永海4,周克波5,吴华雄5,柳顺雷6,王昆鹏2,3,叶远虑2,3,*(1.北京大学环境科学与工程学院,北京100871;2.生态环境部核与辐射安全中心,北京100082;3.国家环境保护核与辐射安全审评模拟分析与验证重点实验室,北京102488;4.深圳中广核工程设计有限公司,广东深圳518057;5.大亚湾核电运营管理有限责任公司,广东深圳518124;6.中核核电运行管理有限公司,浙江海盐314300)摘要:氚是核电厂放射性流出物中重要的核素,氚源项也是核电厂辐射环境影响评价中最重要的关注点之一㊂本文基于压水堆核电厂中氚的产生机理建立氚源项的计算模型,并结合我国某在役核电机组2003 2018年运行经验反馈数据,对理论计算模型的结果进行对比分析㊂研究结果表明,本文建立的氚的计算方法所得到的模拟值与实际运行情况相符,本文氚排放计算采用的计算模型和假设是合理的㊂关键词:压水堆;核电厂;气液态放射性流出物;氚中图分类号:T L 929文章标志码:A文章编号:0258-0918(2020)03-0359-08C a l c u l a t i o n a n d V e r i f i c a t i o n o f T r i t i u m R e l e a s ef o r P W R N u c l e a r P o w e r P l a n t sY A N G Z h a o l i n 1,WA N G L i a n g 2,3,Z HO U Y o n gh a i 4,Z HO U K e b o 5,WU H u a x i o n g 5,L I U S h u n l e i 6,WA N G K u n p e n g 2,3.YE Y u a n l v 2,3,*(1.C o l l e g e o f E n v i r o n m e n t a l S c i e n c e s a n d E n g i n e e r i n g ,P e k i n g U n i v e r s i t y ,B e i j i n g,100871,C h i n a ;2.T h e N u c l e a r a n d R a d i a t i o n S a f e t y C e n t e r M E E ,B e i j i n g ,100082,C h i n a ;3.S t a t e E n v i r o n m e n t a l P r o t e c t i o n K e y L a b o r a t o r yo f N u c l e a r a n d R a d i a t i o n S a f e t y R e g u l a t o r y S i m u l a t i o n a n d V a l i d a t i o n ,B e i j i n g ,C h i n a ;4.C h i n a N u c l e a r P o w e r D e s i g n C o .,L t d .,S h e n z h e n o f G u a n g d o n g P r o v .518057,C h i n a ;5.D a y a B a y N u c l e a r P o w e r O p e r a t i o n M a n a ge m e n t C o .,L t d ,S h e n z h e n of G u a ng d o n g P r o v .518124,Chi n a ;6.C h i n a N a t i o n a l N u c l e a r C o r po r a t i o n ,N u c l e a r P o w e r O p e r a t i o n s M a n a g e m e n t C o .,L t d ,H a i y a n o f Z h e j i a n g Pr o v .314300,C h i n a )A b s t r a c t :T r i t i u m i s a n i m po r t a n t n u c l i d e i n t h e r a d i o a c t i v e r e l e a s e o f n u c l e a r p o w e r p l a n t s .T r i t i u m r e l e a s e i s a l s o o n e o f t h e m o s t i m po r t a n t c o n c e r n s i n t h e r a d i a t i o n e n v i -r o n m e n t a l i m pa c t a s s e s s m e n t f o r n u c l e a r p o w e r p l a n t s .B a s e d o n t h e g e n e r a t i o n m e c h a n i s m 953o f t r i t i u m f o r P W R n u c l e a r p o w e r p l a n t s ,t h e c a l c u l a t i o n m o d e l o f t r i t i u m r e l e a s e i s e s t a b -l i s h e d .C o m b i n e d w i t h t h e o p e r a t i o n a l f e e d b a c k d a t a f r o m a n u c l e a r p o w e r p l a n t d u r i n g no r m a l o p e r a t i o n i n C h i n a i n 2003-2018,t h e r e s u l t o f t h e t h e o r e t i c a l c a l c u l a t i o n m o d e l a r e c o m pa r e d a n d a n a l y z e d .T h e r e s e a r c h r e s u l t s h o w s t h a t t h e s i m u l a t i o n v a l u e s ob t a i n e d b y th e c a l c u l a t i o n m e t h o d o f t r i t i u m a r e c o n s i s t e n t w i t h t h e a c t u a l o p e r a t i o n .T h e c a l c u l a t i o n m o d e l a n d a s s u m p-t i o n u s e d i n t h e c a l c u l a t i o n o f t r i t i u m r e l e a s e a r e r e a s o n a b l e .K e y wo r d s :P W R ;N u c l e a r P o w e r P l a n t ;G a s e o u s a n d L i q u i d R a d i o a c t i v e R e l e a s e ;T r i t i u m 我国十三五规划[1]明确提出了核电的发展目标:到2020年中国在运和在建核电装机容量要达到8800万千瓦㊂中国大陆现有核电装机规模已位列世界第三,核能发电量已位列世界第三,核电发展速度已跃居世界第一㊂在确保安全的基础上高效发展核电,我国正在向建设核电大国㊁核电强国迈进㊂同时,公众对核电厂的环境影响也越来越关注㊂氚是核电厂运行状态下的一种重要放射性流出物,是核电厂向环境中排放较大的核素之一㊂氚是低能β辐射体,核电厂向环境中排放气态或液态废物中的氚可以通过饮用水和食物,经吸入㊁食入或皮肤吸收等途径进入人体内,对人体造成内照射㊂由于氚的半衰期较长(12.33年),累积的集体剂量的贡献较大,因此在氚的产生及其环境行为成为核电厂环境影响评价中重点关注的内容㊂国际上,对氚的环境影响评估也在持续的关注和改进当中㊂国际原子能机构辐射安全环境建模项目(E M -R A S),对氚的辐射剂量模型进行了深入讨论,并出版了472号技术报告[2,3],并由核与辐射安全中心组织翻译并出版,该报告针对氚(包括H T O 和O B T )在陆地环境中传输和转化给出了模型及参数[3],氚的环境影响十分重要,由于目前尚未有工业化的浓缩固定技术,核电厂产生的氚主要通过气㊁液态流出物排入到环境中[4],因此控制核电厂的年排放量成为现实的选择㊂国际原子能机构和世界主要国家都制定了本国核电厂氚的年排放量限值,出台了相关规定[6]㊂氚的排放作为核电厂安全审核和环境评价的重要参考,因此,有必要研究核电厂氚源项的计算模型,为核电厂的设计和环境影响评价等工作提供参考㊂本文基于压水堆核电厂中氚的产生机理建立氚源项的计算模型,并结合我国某在役核电机组2003 2018年运行经验反馈数据,对理论计算模型的结果进行对比分析,同时分析我国压水堆核电厂氚的排放水平㊂1 氚的产生机理氚(3H )主要是由核电厂反应堆运行时燃料的裂变反应及硼(B )㊁锂(L i)㊁氘(2H )和二次源中铍(B e)的中子活化反应产生[7]㊂压水堆核电厂一回路冷却剂中氚的产生及排放示意图如图1所示㊂图1 压水堆核电厂中氚的产生及排放示意图F i g.1 G e n e r a t i o n a n d r e l e a s e o f t r i t i u m i n P WR n u c l e a r p o w e r p l a n t 0631.1三元裂变在压水堆核电厂中,核燃料的三元裂变反应会产生氚,反应过程如下:重核+10nң重裂变产物+轻裂变产物+31H(1)通过三元裂变产生的氚会以一定份额从燃料芯块和燃料棒包壳进入一回路冷却剂㊂氚通过包壳的传输机理通常有以下三种情况:(1)氚可通过晶粒边界和完整包壳扩散;(2)氚可通过包壳材料中的小孔或裂缝溢出;(3)氚核的直接渗透㊂通常情况下,通过包壳材料的扩散是主要的释放途径㊂通过三元裂变产生氚的份额远大于其他核反应的份额,是一回路冷却剂中氚的主要来源㊂1.2硼活化在核电厂正常运行过程中,为了确保安全,控制堆芯反应性,需要在一回路冷却剂中加入硼酸㊂一回路冷却剂中的硼经过堆芯时发生中子活化反应产生氚㊂硼活化产生的氚是一回路中氚的重要来源,反应过程包括:105B+10nң242H e+31H(2) 105B+10nң63L i+42H e+10n⇒63L i+10nң42H e+31H(3) 105B+10nң73L i+42H e⇒73L i+10nң42H e+10n+31H(4)115B+10nңB e+31H(5) 94B e+10nң62H e+42H e⇒62H eң63L i+0-1e⇒63L i+10nң42H e+31H(6) 94B e+10nң73L i+31H⇒73L i+10nң42H e+10n+31H(7) 1.3锂活化在压水堆核电厂正常运行过程中,为了控制一回路冷却剂的p H,需要在一回路冷却剂中添加氢氧化锂㊂可溶锂原子通过中子反应产生氚㊂这部分氚的份额大小取决于一回路冷却剂中锂的浓度㊂反应主要包括:63L i+10nң42H e+31H(8)73L i+10nң42H e+10n+31H(9)尽管压水堆核电厂中采用的氢氧化锂主要是7L i,丰度一般在98%以上,但由于7L i的反应阈值很高且反应截面小,而6L i的反应没有阈值且低能中子的反应截面非常大,因此由6L i中子活化反应产生的氚远大于由7L i中子活化反应产生的氚㊂1.4氘活化压水堆核电厂的慢化剂和冷却剂均采用轻水,根据压水堆的运行经验,由于一回路冷却剂中氘的天然丰度小于0.015%,因此氘的中子活化产生的氚一般可忽略㊂一回路冷却剂中的氘产生氚的反应如下:21H+10nң31H(10) 1.5铍活化对于使用二次中子源的压水堆核电厂,二次源中的铍活化也是产生氚的一个途径,其主要核反应包括:94B e+10nң62H e+42H e⇒62H eң63L i+0-1e⇒63L i+10nң42H e+31H(11) 94B e+10nң73L i+31H⇒73L i+10nң42H e+10n+31H(12) 2氚排放源项计算模型压水堆核电厂中通过以上途径产生的氚随着主回路冷却剂扩散到与主回路相连的系统,并最终排往三废处理系统㊂由于氚的半衰期比较长,并且常规的废液处理系统不能有效地去除氚,因此,主回路产生的氚几乎全部以氚化水(H T O)或氚气(H T)的形态随核电厂的气态㊁液态流出物进入环境,压水堆核电厂每年的氚排放量原则上与主回路中的产生量相同㊂因此可以结合氚的产生机理及核电厂相关参数,建立氚源项计算模型,计算出主回路中氚的产生量,并由此确定氚排放源项理论值㊂计算上述给出的各途径氚产生量的方法是:在准确模拟堆内稳态运行工况的前提下,求解各关键核素的活化及级联活化反应燃耗方程㊂2.1三元裂变产生量对于燃料里三元裂变反应产生的氚,采用O R I G E N-S程序计算氚的堆芯积存量,并假设氚以一定的扩散率扩散到一回路冷却剂中㊂扩散到一回路冷却剂中氚的总量由其的年度平均堆芯积存量乘以氚的年扩散率得到㊂计算公式如下:163A1=C o r e3HˑR F(13)式中:A1 通过三元裂变产生氚的总活度,B q;C o r e3H 氚的平均堆芯积存量,B q;R F 燃料组件年扩散率,无量纲㊂由于氚通过包壳向一回路冷却剂的扩散是一个持续的过程,计算中所采用的年扩散率是一个宏观的平均化的参数㊂年扩散率R F根据不同的包壳材料确定,一般来说:(1)M5包壳:现实工况为1.25%,设计工况为2%;(2)Z r-4包壳:1%㊂堆芯积存量的计算方法是取年度各个时刻的堆芯积存量,最终求得其平均值㊂2.2硼活化产生量硼的活化是逐日计算然后进行累计㊂分别针对1.2节中硼活化的四个燃耗链,建立压力容器内的三维M C N P模型,计算得到活性区㊁径向反射层㊁上反射层㊁下反射层和下降区等各活化区的中子注量率㊂解燃耗方程得到各区硼活化产生的氚的活度,计算公式如下:A2=g㊃f㊃λ㊃ðkð4j=1V j㊃ðn i=1(N j k㊃σi k㊃ϕi j)(14)式中:A2 单位时间(每天)硼活化产生氚的量,B q/天;g 时间常数,s/天;f 负荷因子;λ 氚的衰变常数,1/s;V j 堆芯各区受到活化的冷却剂体积,c m3;N j k 堆芯各区冷却剂中硼同位素的核子数密度,b a r n-1c m-1;σi k 各活化反应的n群微观截面,b a r n;ϕi j 堆芯各区n群中子注量率,n㊃c m-2s-1㊂2.3锂活化产生量锂的活化和硼的计算方法类似,同样是逐日计算然后进行累计㊂不同的是,硼浓度有直接数据,而锂的浓度只能根据硼锂协调图导出得到6L i㊁7L i同位素的浓度,最后才能计算其活化产生的氚㊂分别针对1.3节中6L i㊁7L i各自的活化反应,建立压力容器内的三维M C-N P模型,计算得到活性区㊁径向反射层㊁上反射层㊁下反射层和下降区等各活化区的中子注量率㊂解燃耗方程得到各区锂活化产生的氚的活度,其计算公式如下:A36=g㊃f㊃λ㊃ð4j=1V j㊃ðn i=1(N j,6㊃σi,6㊃ϕi j)(15)A37=g㊃f㊃λ㊃ð4j=1V j㊃ðn i=1(N j,7㊃σi,7㊃ϕi j)(16)其中堆芯各区的6L i㊁7L i核子数贡献包括如下部分:(1)一回路冷却剂中为调节p H加入的L i O H中的6L i和7L i;(2)10B(n,nα)6L i反应产生的6L i;(3)10B(n,α)7L i反应产生的7L i;(4)10B(n,T)9B e(n,T)7L i反应产生的7L i㊂式中:A36 单位时间(每天)6L i活化产生氚的量,B q/天;A37 单位时间(每天)7L i活化产生氚的量,B q/天;g 时间常数,s/天;f 负荷因子;λ 氚的衰变常数,1/s;V j 堆芯各区受到活化的冷却剂体积,c m3;N j,6 堆芯各区冷却剂中6L i的核子数密度,b a r n-1c m-1;N j,7 堆芯各区冷却剂中7L i的核子数密度,b a r n-1c m-1;σj,6 6L i(n,α)3H活化反应的n群微观截面,b a r n;σj,7 7L i(n,nα)3H活化反应的n群微观截面,b a r n;ϕi j 堆芯各区n群中子注量率,n㊃c m-2s-1㊂2.4氘活化产生量一回路冷却剂中的氘活化产生氚的量的计算方法与硼㊁锂活化类似,由燃耗方程解得㊂263计算公式如下:A4=g㊃f㊃λ㊃ð4j=1V j㊃ðn i=1(N j,2㊃σi,2㊃ϕi j)(17)式中:A4 单位时间(每天)2H活化产生氚(3H)的量,单位B q/天;g 时间常数,s/天;f 负荷因子;λ 氚的衰变常数,1/s;V j 堆芯各区受到活化的冷却剂体积,c m3;N j,2 堆芯各区冷却剂中2H的核子数密度,b a r n-1c m-1;σi,2 2H(n,nα)3H活化反应的n群微观截面,b a r n;ϕi j 堆芯各区n群中子注量率,n㊃c m-2s-1㊂2.5铍活化产生量二次中子源中铍的活化产生氚的量的计算方法与硼㊁锂活化类似,由燃耗方程解得㊂计算公式如下:A5=g㊃f㊃λ㊃R F2㊃ðk V㊃ðn i=1(N9㊃σi k㊃ϕi)(18)式中:A5 单位时间(每天)铍活化产生氚(3H)的量,B q/天;g 时间常数,s/天;f 负荷因子;λ 氚的衰变常数,1/s;R F2 二次中子源包壳年渗透率,通常取15%,无量纲;V 中子源的体积,c m3;N9 二次源中B e-9的核子数密度,b a r n-1c m-1;σi k 各活化反应的n群微观截面,b a r n;ϕi 二次源处的n群中子注量率,n㊃c m-2s-1㊂3氚的计算模型验证与分析采用本文中所建立的压水堆核电厂氚源项的计算模型,及某在役核电机组实际运行参数对18个月换料模式和12个月换料模式下氚的排放值进行了复核计算㊂核电机组A2014年前采用12个月换料模式,2014年之后采用18个月换料模式,其负荷因子(见图2)㊂核电机组B采用18个月换料模式,主负荷因子(见图3)㊂硼浓度计算输入平衡循环硼浓度曲线(见图4和图5)㊂复核计算结果见表1和表2㊂将核电厂各年的氚的理论计算值和实际运行经验反馈数据进行比较(见图6和图7)㊂从对比结果可以看出:理论计算值与实测值符合较好,说明本文建立的氚源项计算模型是合理的㊂图2核电机组A一号和二号机组负荷因子F i g.2 T h e L o a d f a c t o r o f t r i t i u m r e l e a s ef r o m N P P A-I a n d N P P A-II图3核电机组B一号和二号机组负荷因子F i g.3 T h e L o a d f a c t o r o f t r i t i u mr e l e a s e f r o m N P P B-I a n d N P P B-I I从运行反馈获知2010年11月核电机组B 的1号机组取出二次中子源,2013年4月核电机组B的2号机组取出二次中子源,2015年11月核电机组A的1号机组取出二次中子源,2016年10月核电机组A的2号机组取出二次中子源㊂从图6和图7可知,取出二次中子源之后,实际氚排放量有显著减少,模型也考虑了二次中子源移除的影响,计算结果也有一定减少,但是模型计算结果在这段时间总体363图4 12个月换料平衡循环硼浓度曲线F i g .4 12-m o n t h r e f u e l i n g b a l a n c e c yc l e b o r o n c o n c e n t r a t i o n c u r ve图5 18个月换料平衡循环硼浓度曲线F i g .5 18-m o n t h r e f u e l i n g b a l a n c e c yc l e b o r o n c o n c e n t r a t i o n c u r v e比实测值高㊂有可能模型低估了二次中子源的产生量或二次中子源对其他冷却剂贡献氚也有促进影响,需要进一步研究㊂需要说明的是,在复核计算中假设主回路冷却剂中每年的氚产生量和氚排放量是平衡的㊂但是实际年度氚排放量还与氚排放管理密切相关㊂例如通常机组在大修期前,为保证大修期间的系统排水或应对突发事件,需要对废液排放系统所暂存的废水排空,从而表现出在燃料循环末期的几个月氚排放量可能较大㊂除此之外,现实中的运行事件也会对氚排放量造成影响,如2006年所选取机组B 主泵泄漏率较高,改变了氚的排放计划,部分累积到下一年度集中排放引起2007年度氚排量增加㊂因此,在18个月换料跨年度大修和不可预计的运行事件的现实原因下,年度实测排放与核算本身存在误差,故在表1和表2中给出了18个月换料模式和12个月换料模式下㊁连续15年氚排放核算结果总和与实测排放值总和的比较㊂从15年的总和数据来看,理论计算值也是和实测值相符合的㊂表1 核电机组A 氚排放值计算结果及复核T a b l e 1 T h e c a l c u l a t i o n r e s u l t a n d m e a s u r e dv a l u e o f t r i t i u m r e l e a s e f r o m N P P AT B q年份机组燃料组件贡献部分冷却剂贡献部分二次源贡献部分年度排放计算值年度排放实测值20031号机6.37.30.52号机3.410.20.227.933.0120041号机7.611.81.12号机7.012.20.640.340.1220051号机9.011.21.42号机7.812.51.243.143.1720061号机8.912.82.02号机8.811.91.746.150.702007*1号机10.013.12.32号机9.511.72.148.748.0620081号机11.810.43.02号机10.411.52.549.552.0520091号机12.510.73.42号机11.711.83.153.251.4120101号机11.810.93.42号机11.711.03.352.155.620111号机11.511.33.32号机11.511.03.351.955.820121号机11.810.73.42号机11.910.83.45257.120131号机10.515.73.02号机10.612.73.055.553.220141号机11.417.13.32号机12.621.73.469.555.420151号机10.919.22.82号机11.817.33.465.473.420161号机12.516.502号机11.210.72.753.657.020171号机11.218.402号机12.516.1058.251.520181号机10.716.502号机11.018.2056.436.82003 2018年氚排放量总和823.4814.32463表2 核电机组B 氚排放值计算结果及复核T a b l e 2 T h e c a l c u l a t i o n r e s u l t a n d m e a s u r e dv a l u e o f t r i t i u m r e l e a s e f r o m N P P BT B q年份机组燃料组件贡献部分冷却剂贡献部分二次源贡献部分年度排放计算值年度排放实测值20031号机9.218.74.32号机9.715.84.061.763.5720041号机12.110.84.62号机10.614.33.856.249.6120051号机11.118.25.72号机12.312.94.464.763.222006a1号机10.416.55.02号机11.121.36.070.457.892007*1号机13.010.76.12号机11.116.75.863.371.9420081号机10.619.27.12号机12.811.56.067.266.4420091号机10.617.36.92号机11.021.47.474.662.2320101号机11.79.04.42号机11.215.65.15761.420111号机12.716.802号机10.98.24.553.148.420121号机10.614.702号机12.517.67.162.547.820131号机10.99.302号机11.0151.547.740.620141号机12.517.002号机9.46.4045.341.220151号机9.914.902号机12.519.2056.535.420161号机10.98.802号机11.015.5046.246.420171号机12.717.202号机11.36.9048.142.820181号机11.49.102号机12.616.2049.341.12003 2018年氚排放量总和923.8840.00注:①运行事件 2006年主泵泄漏率高,改变了氚的排放计划,部分累积到2007年集中排放㊂图6 核电机组A 氚排放量实测值与计算值比较F i g .6 T h e c o m pa r i s o nb e t w e e nc a l c u l a t i o n r e s u l t a nd me a s u r e d v a l u e of t r i t i u m r e l e a s e f r o m N P P A图7 核电机组B 氚排放量实测值与计算值比较F i g .7 T h e c o m pa r i s o nb e t w e e nc a l c u l a t i o n r e s u l t a nd me a s u r e d v a l u e of t r i t i u m r e l e a s e f r o m D a y a B a y NP P B 4 氚的排放限值分析根据我国‘核动力厂环境辐射防护规定“(G B 6249 2011)[8]中对核电厂气液态放射性流出物的排放控制标准,对3000MW 热功率的轻水堆核电厂,气态氚排放控制值为1.5ˑ1013B q /a ,液态氚排放控制值为7.5ˑ1013B q/a ㊂对于热功率大于或小于3000MW 的反应堆,应根据其功率适当调整㊂对于同一堆型的多堆厂址,所有机组的年总排放量应控制在上述规定值的4倍以内㊂压水堆核电厂产生的氚最终主要以液态和气态的形式向环境排放,参考我国‘压水堆核电厂运行状态下的放射性源项“(G B /T 13976 2008)[9]中附录I 的相关要求,排放到环境中的氚源项在气态和液态之间的分配563比例可以考虑为10%和90%㊂依据压水堆核电厂氚排放源项中气相及液相分布,可分别计算得到通过气态及液态形式释放到环境中的氚源项理论值(见表3和表4)㊂通过对比可以看出,核电机组A和核电机组B氚的排放理论值都没有超过国家制定的排放限值㊂表3核电机组A气液态氚排放理论值T a b l e3T h e c a l c u l a t i o n r e s u l t o f g a s e o u s a n dl i q u i d t r i t i u m r e l e a s e f r o m N P P AT B q 年份液态气态200325.112.79 200436.274.03 200538.794.31 200641.494.61 200743.834.87 200844.554.95 200947.885.32 201046.895.21 201146.715.19 201246.85.2 201349.955.55 201462.556.95 201558.866.54 201648.245.36 201752.385.82 201850.765.64表4核电机组B气液态氚排放理论值T a b l e4T h e c a l c u l a t i o n r e s u l t o f g a s e o u s a n dl i q u i d t r i t i u m r e l e a s e f r o m N P P BT B q 年份液态气态200355.536.17 200450.585.42 200558.236.47 200663.367.04 200756.976.33 200860.486.72 200967.147.46 201055.536.17 201150.585.62 201258.236.47 201363.367.04 201456.976.33 201560.486.72 201667.147.46 201751.35.7续表年份液态气态201847.795.315结论本文给出了压水堆核电厂氚源项的计算模型,并根据实际的机组运行参数对某在役核电机组18个月换料模式和12个月换料模式下的氚排放值进行计算,并将计算结果与实际运行排放值进行对比㊂结果表明,氚的理论计算值与实际运行情况相符,本文氚排放计算采用的计算模型和假设是合理的;压水堆核电厂机组A和机组B在2003 2018年氚的排放量满足我国规定的排放限值㊂本文对压水堆核电厂氚源项计算模型的研究,可以为核电厂的设计和环境影响评价以及环境影响评价审评等工作提供参考㊂参考文献[1]全国人民代表大会. 十三五规划,中华人民共和国国民经济和社会发展第十三个五年规划纲要[R].2016.[2] I A E A.I A E A T R S472:H a n d b o o k o f p a r a m e t e r v a l u e sf o r t h e p r e d i c t i o n o f r a d i o n u c l i d e t r a n s f e r i n t e r r e s t r i a la n d f r e s h w a t e r e n v i r o n m e n t s[M].I n t e r n a t i o n a l A t o m i cE n e r g y A g e n c y,V i e n n a,2010.[3]上官志洪,黄彦君,陶云良.内陆核电厂排放氚的辐射环境影响评价[C]中国核科学技术进展报告(第二卷) 中国核学会2011年学术年会论文集第5册(辐射防护分卷㊁核化工分卷).2011.[4]王亮,刘永叶,乔亚华,等.陆地和淡水生态系统核素迁移参数手册[M].北京:中国原子能出版社2018.12.[5]魏新渝.核电厂流出物中氚的排放和控制[C]中国核科学技术进展报告(第三卷) 中国核学会2013年学术年会论文集第5册(辐射防护分卷㊁核化工分卷).2013.[6]I A E A.N o.W S-G-2.3R e g u l a t o r y c o n t r o l o f r a d i o a c t i v ed i s c h a r ge s t o t h e e n v i r o n m e n t[M].I n t e r n a t i o n a l A t o m-i c E n e r g y A g e n c y.A u s t r i a,2002.[7]高飞,杨林君,潘跃龙.压水堆核电站含氚废水产生与排放[J].核化学与放射化学,2016,38(1):52-55. [8]环境保护部㊁国家质量监督检验检疫总局.G B62492011核动力厂环境辐射防护规定[S].北京:中国环境科学出版社,2011.[9]全国核能标准化技术委员会,G B/T13976 2008压水堆核电站运行状态下的放射性源项[S].北京:中国标准出版社,2009.663。

压水堆核电厂正常运行裂变产物源项框架研究

：摘
要
社会经济发展的同时，压水堆核电厂的成立数量不断增多、规模不断扩大，极大地促进了社会进步和国家发展。：：：
（二）运行数据
ｉ压水堆核电厂常规运行裂变产物源项存在计算问题，适用计算框架的有效提出，能够优化计算流程，提高计算结果准确率。
是十分必要的。裂变产物源项的基本内涵
一
、
（一）基本定义
核电厂常规运行源项由两方面构成，分别是控制流出物、
检测环境的放废管理源项和有效管理辐射的辐射防护设计源
项。其中，前者按照分类标准的不同，又可再次进行源项细分，根据核素类别：氚源项、裂变产物源项等；根据计算流程：固体废物源项、堆芯积存量等
（一）标准要求
源项研究以核电厂一回路活度浓度的运行数据为基础，并且一回路活度浓度时源项计算的基本条件。选取部分核电厂的运行数据为本文探究提供支持，在运行数据比较中能够看出，法国在早期阶段一回路当量较高，随着核电厂发展速度的加快、设计水平的提高，一回路当量明显下降。考虑风险这一客观因素，设计源项和现实源项的假设应分别持保守和现实发展状态。从核电厂运行数据中可知，以技术规格书为标准，当一回路当量的平均数值大于２．１ＧＢｑ／ｔ时，应在６０天内停堆，当前组合假设１１．５ＧＢｑ／ｔ不是十分合理。堆型设计不会对燃料元件损坏产生直接影响，但是燃料自身设计和外包装材料会对其产生较大影响，所以，ＡＰＩＯ００等堆型能够以Ｍ３１０一回路源项的基本假设为借鉴。（三）源项计算框架适用性较强的压水堆核电厂裂变产物源项计算框架，需要以研究工作为基础、以源项应用目标为引导，同时，应用理论计算和运行数据相结合的技术路线，从而实现计算框架构建。技术规格书的相关规定对事故和常规运行进行了明确区分，它促进基本假设问题有效解决，它在辐射防护中发挥着重要作用；设计、运行以及现实等排放源项在计算框架中被正式明确，这有利于促进压水堆核电厂准确选址，有利于全面评估核电厂的运行影响，同时，有利于制定科学、合理的环境检测方案。除此之外，该框架具有源项适用性，并且在重水堆裂变产物源项中同样具有计算参考价值。

压水堆主回路源项敏感性分析

科技创新导报 Science and Technology Innovation Herald125在核电厂的各种源项中，主回路系统内的源项放射性水平相对堆芯和乏燃料来说较低，但行为复杂，难以防护。

主回路系统中的源项主要包括：燃料元件包壳破损释放的裂变产物、冷却剂活化的腐蚀产物、冷却剂自身的活化产物、冷却剂中各种途径生成的氚以及冷却剂中杂质的活化产物等[1]。

主回路源项对工作人员和公众造成的辐射危害也最大，对主回路系统内的源项进行计算分析，对核电厂设计和运行都有重要意义。

S TCF [2]（S o u r c e Te r m O f C or r o s io n P r o d u c t and Fis s ion Product i n pr i mar y system）是计算压水堆主回路腐蚀产物、裂变产物源项的程序。

对主回路源项计算结果产生影响的因素主要有：冷却剂流速、结构材料核素成分、净化效率、燃耗深度和换料周期等。

使用STCF程序对主回路源项计算中的各种影响因素进行敏感性分析，确定各种因素对源项计算的重要程度。

使用S TCF程序进行计算分析时，计算输入条件参考1 000 MW电功率的典型压水堆核电厂参数，如表1所示。

1 冷却剂流速对主回路源项的影响在计算主回路裂变产物源项时，改变冷却剂流速，并假设认为冷却剂流速变化时，裂变产物的释放速率保持不变，其他输入参数也均保持不变。

结果发现，随着冷却剂流速的增加，主回路中各裂变产物核素的比活度逐渐减少，以I-131、Cs-134、Cs -137为例，如图1所示。

通过分析表明，由于净化回路并联在主回路上，随着主回路的流速增加，净化回路的净化流量也会相应增加，虽然净化系统的净化效率不变，但总体的净化速率增加了。

因此，在主回路冷却剂流速增加时，裂变产物进入主回路的速率没有增加，而净化效率却上升了，导致主回路中裂变产物源项的平衡浓度随着流速增加逐渐减小。

压水堆LOCA放射性源项计算模型及应用研究

收稿日期 $*$*>*#>*@修回日期 $*$*>*">$# 基金项目国家科技重大专项资助项目 $*#BGh*=**!**# 作者简介陈海英 #B@" 女山东潍坊人高级工程师硕士辐射防护与环境保护专业 " 通信作者熊文彬 0>-7.'\.&14[21V.1"/:.171T/(/1 网络出版时间 $*$*>*=>#*网络出版地址 :,,Y'J1T(/1J.(12,J/-T82,7.'##($*""(9O($*$**=*B(#=*<(**"(:,-'
第#$期!!陈海英等'压水堆 ODC+ 放射性源项计算模型及应用研究
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W73.&HT1H/'273 -&,&3,5Y2T&XbfST!,:232-&W7' -2/:71.T- 71832-&W7'37,2&X 1H/'.82.1,:2/&1,7.1-21,7328.XX2321,!32TH',.14.18.XX2321,^718 CT378.&7/,.W.,5 32'27T2/H3W2T(9:2/H-H'7,.W2378.&7/,.W.,5&X#<#^!#<"CT!#<=CT718#<ECT32'27T28.1,& ,:221W.3&1-21,[.,:.1<*84378H7''5.1/327T2T(9:22T,7V'.T:28-&82'.T:.4:'5W23T7> ,.'2![:./:.TV7T28&1,:2/&-Y'2,21H/'.8282/75/:7.1!/&1T.823.14,:2/&1,3.VH,.&1&X ,:2Y32/H3T&31H/'.82T82/75,&,:287H4:,231H/'.82T!718,:22XX2/,.W232-&W7'Y3&/2TT &X2'2-21,7'.&8.12V5TY375.14&317,H37'32-&W7'( =(8>%2$0'/7'/H'7,.&1 -&82'#,:2,:.38421237,.&1bfS#T&H3/2,23-#'&TT&X/&&'71, 7//.821,

压水堆核电站锆水反应微观机理

关键词：压水堆；严重事故；锆水反应；反应机理
中图分类号：ＴＬ３６４．４
文献标志码：Ａ
文章编号：１０００－６９３１（２０１０）０３—０２９９—０５
ＭｅｃｈａｎｉｓｍｏｆＺｉｒｃｏｎｉｕｍ—ＷａｔｅｒＲｅａｃｔｉｏｎｆｏｒＰｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄＷａｔｅｒＲｅａｃｔｏｒ
ＬＵＸｕｅ－ｆｅｎｇ，ＬＵＤａｏ－ｇａｎｇ，ＬＩＵＢｉｎ（ＮｏｒｔｈＣｈｉｎａＥｌｅｃｔｒｉｃＰｏｗｅｒＵｎｉｖｅｒｓｉｔｙ，Ｂｅｉｊｉｎｇ１０２２０６，Ｃｈｉｎａ）
２结果与讨论
２．１反应过程研究发现，压水堆核电站严重事故下锆水
反应Ｚｒ＋２Ｈ２０—，Ｚｒ０２＋２Ｈｚ是由Ｚｒ＋Ｈ２０— ＺｒＯＨ＋Ｈ、Ｚｒ０Ｈ＋Ｈ—，ＺｒＯ＋Ｈ２、Ｚｒ０＋Ｈ２０—，ＺｒｏｏＨ＋Ｈ和Ｚｒ００Ｈ＋Ｈ—’．Ｚｒ０２＋Ｈ２４个基元反应组成的总包反应。锆水反应过程并不是１个Ｚｒ与两个Ｈ。０直接反应，而是Ｚｒ首先与１个Ｈ。Ｏ反应生成Ｚｒ０和Ｈ：，然后，ＺｒＯ再与Ｈ２０反应生成Ｚｒ０２和Ｈ：。具体反应过程如图ｌ所示，４个基元反应过渡态的几何构型参数列于表１。２．２稳定点频率
ｓｏｆｔｗａｒｅＧａｕｓｓｉａｎ０３ｗａｓｕｓｅｄｔＯｓｔｕｄｙｔｈｅｒｅａｃｔｉｏｎｍｅｃｈａｎｉｓｍｏｆｚｉｒｃｏｎｉｕｍ－ｗａｔｅｒｂａｓｅｄｏｎｔｈｅＨＦ／３—２１Ｇｔｈｅｏｒｙｍｏｄｅｌｏｆｑｕａｎｔｕｍｃｈｅｍｉｓｔｒｙ．Ｔｈｅｒｅａｃｔｉｏｎｒａｔｅｃｏｎｓｔａｎｔｓｗｅｒｅａｌｓｏｃａｌｃｕｌａｔｅｄ．Ｔｈｅｒｅｓｕｌｔｓｓｈｏｗｔｈａｔｔｈｅｒｅａｃｔｉｏｎｏｆｚｉｒｃｏｎｉｕｍ－ｗａｔｅｒｉＳａｎｏｖｅｒａｌｌｒｅａｃ— ｔｉｏｎ．ｗｈｉｃｈｉＳｄｉｖｉｄｅｄｉｎｔｏｆｏｕｒｅｌｅｍｅｎｔａｒｙｒｅａｃｔｉｏｎｓ．Ｔｈｅｒｅａｃｔｉｏｎｒａｔｅｏｆｔｈｅｏｖｅｒａｌｌｒｅ— ａｃｔｉｏｎｗａｓｄｅｔｅｒｍｉｎｅｄｂｙｔｈｅｓｅｃｏｎｄｅｌｅｍｅｎｔａｒｙｒｅａｃｔｉｏｎｄｕｅｔＯｉｔｓｓｌｏｗｅｓｔｒｅａｃｔｉｏｎｒａｔｅｃｏｎｓｔａｎｔ．Ｉｔｉｓｃｏｎｃｌｕｄｅｄｔｈａｔｔｈｅｓｅｃｏｎｄｅｌｅｍｅｎｔａｒｙｒｅａｃｔｉｏｎｓｈｏｕｌｄｂｅｔｈｅｋｅｙｅｌｅｍｅｎ— ｔａｒｙｒｅａｃｔｉｏｎｔｏｒｅｄｕｃｅｔｈｅｈｙｄｒｏｇｅｎｇｅｎｅｒａｔｉｏｎ．ＴｈｅｃｏｎｓｅｒｖａｔｉｖｅｒｅｓｕｌｔｓｒｅｖｅａｌｅｔｈａｔｉｔｉｓｓａｆｅｔｙｔｏｓｔｕｄｙｔｈｅｈｙｄｒｏｇｅｎｂｅｈａｖｉｏｒｉｎｔｈｅｓｅｖｅｒｅａｃｃｉｄｅｎｔｓｆｏｒＰＷＲｕｓｉｎｇｔｈｅｋｉｎｅｔ— ｉＣＳｍｏｄｅｌｃｏｎｓｔｒｕｃｔｅｄｉｎｔｈｉｓｐｒｅｓｅｎｔｅｄｍｅｔｈｏｄ．Ｋｅｙｗｏｒｄｓ：ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄｗａｔｅｒｒｅａｃｔｏｒ；ｓｅｖｅｒｅａｃｃｉｄｅｎｔ；ｒｅａｃｔｉｏｎｏｆｚｉｒｃｏｎｉｕｍ—ｗａｔｅｒ；ｒｅ— ａｃｔｉｏｎｍｅｃｈａｎｉｓｍ

大亚湾核电站正常运行工况下气载放射性流出物浓度计算

第 27 卷 2007 年
第6期 11 月
辐射防护 Radiation Protect ion
Vol 27 No 6 Nov. 2007
大亚湾核电站正常运行工况下气载放射性流出物浓度计算
姬文超李华
( 暨南大学物理系 , 广州 , 510632) 摘要以高斯烟羽模型为基础对大亚湾核电站正常运行时所释放的放射性核素在大气中的扩散进行
姬文超等 : 大亚湾核电站正常运行工况下气载放射性流出物浓度计算
# 337 #
在估算长期平均浓度 [ 11] 时, 一般将周围划分为 16 个扇形区域, 则年均地面浓度可表示为 : f if ij Q H exp(( 1) 2) 2 x 2 zj u ij zj 16 式中 , X i 表示 i 风向的下风向 x 米处的地面活度 Xi = ( 2 )
模拟计算。针对实际情形 , 计算中对模型进行了相关修正 , 采用了大亚湾核电站的实测气象数据 , 并选用 airdos 程序对 2001 年源于大亚湾核电站的气载放射性核素的年均浓度分布、大气扩散因子和部分核素的地面沉积率进行了计算。这些结果为了解大亚湾核电站对周围地区的辐射环境影响提供了参考信息。关键词放射性核素浓度高斯烟羽模型大亚湾核电站
式中 N ij 为 i 风向j 类稳定度下所测得的风速次 x = exp(- # ) r u
-1
( 11)
数 ; unij 为 i 风向 j 类稳定度下第 n 个风速值 , m/ s; u r ij 为 i 风向 j 类稳定度下的倒数平均风速 , m/ s。在计算中用倒数平均风速代替真实平均风速。 3 2 混和层高度混和层对扩散的影响在远距离才会体现出来 , 在近距离影响很小 , 并且混合层高度的取值对计算结果的影响较小[ 18] , 本文在计算中混合层高度取值为 500 m 。 3 3 扩散参数的选取扩散参数