李國寶，馬 楠，李 娟

（1.中核遼寧核電有限公司，葫蘆島 125100；2.華北電力大學(xué)，北京 102206；3.環(huán)境保護部核與輻射安全中心，北京 100082）

三門系列AP1000核電廠放射性廢物管理技術(shù)特點淺析

李國寶1，馬 楠2，李 娟3，*

（1.中核遼寧核電有限公司，葫蘆島 125100；2.華北電力大學(xué)，北京 102206；3.環(huán)境保護部核與輻射安全中心，北京 100082）

核電廠運行過程中不可避免的會產(chǎn)生放射性廢物。核電廠通過各種技術(shù)和管理手段減少放射性廢物的產(chǎn)生量。AP1000核電機組采用簡化的系統(tǒng)設(shè)計、先進的放射性廢物處理工藝、數(shù)字化的輻射監(jiān)測手段，最小化放射性廢物的產(chǎn)生量，從而盡可能減少向環(huán)境放射性廢物的釋放量。文章介紹了三門系列AP1000核電機組放射性廢物管理的技術(shù)特點并對其在廢物最小化方面的優(yōu)缺點進行了簡要的分析。

AP1000；放射性廢物處理；輻射監(jiān)測；廢物最小化

隨著社會的發(fā)展，傳統(tǒng)能源日趨耗竭，環(huán)境污染也日趨嚴(yán)重，為了實現(xiàn)可持續(xù)發(fā)展，需要大力發(fā)展清潔能源。核電作為一種清潔、高效和可大量利用的能源，近年來得到了迅速發(fā)展［1］。但是，核電廠在各種運行工況下均會產(chǎn)生放射性廢物，按自然形態(tài)劃分為液體廢物、氣體廢物以及固體廢物［2］。作為核電廠運行的重要環(huán)節(jié)之一，減少放射性廢物的產(chǎn)量以及更科學(xué)的處理方法和監(jiān)測方法對降低工作人員職業(yè)照射、減少廠外放射性廢物的釋放量及保障環(huán)境和公眾安全都具有重大意義。

為了安全、高效的使用核電能源，經(jīng)過幾十年的發(fā)展，核電廠的放射性廢物控制也得到了很大的改善。AP1000核電廠通過各種控制措施減少一回路放射性源項釋放的可能性，采用核島廢物處理系統(tǒng)與廠址廢物處理設(shè)施（簡稱SRTF）相結(jié)合的放射性廢物處理模式并通過數(shù)字化的輻射監(jiān)測系統(tǒng)全面監(jiān)測核電廠釋放的放射性，從而將放射性廢物的產(chǎn)生和輻照影響控制在可接受的范圍內(nèi)。

1 源項及控制措施

1.1 裂變產(chǎn)物

反應(yīng)堆依靠鈾原子的裂變獲得能量，在裂變的過程中，將產(chǎn)生300種以上的放射性核素［3］。這些裂變產(chǎn)物主要為：稀有氣體、碘、銫、固體裂變產(chǎn)物。這些放射性核素的穿透性不強，基本上被包容在燃料芯塊里，部分裂變產(chǎn)生的稀有氣體進入芯塊與包殼之間的間隙。

AP1000的燃料棒由鋯合金（ZIRLO）包殼管、二氧化鈾陶瓷芯塊、壓緊彈簧、上端塞和下端塞等組成［4］。蝶形的燃料芯塊之間、燃料芯塊與包殼之間以及端部壓緊彈簧處的空腔，為容納裂變氣體、燃料腫脹和燃料芯塊與包殼膨脹差異提供了空間。燃料棒內(nèi)充的氦氣則保證了在正常功率運行時抵消一回路冷卻劑的壓力，防止包殼受壓坍塌?？傊?，燃料棒的設(shè)計使得裂變產(chǎn)物因為燃料棒破損進入冷卻劑的可能性極低。

1.2 腐蝕產(chǎn)物

核電廠一回路中流動著高溫高壓的冷卻劑，冷卻劑中溶解有反應(yīng)性化學(xué)補償毒物硼酸，水經(jīng)過堆芯高放照射產(chǎn)生游離的氧，堆芯和一回路材料在嚴(yán)苛的工作條件下，容易產(chǎn)生化學(xué)腐蝕、應(yīng)力腐蝕以及冷卻劑沖蝕等，腐蝕產(chǎn)物經(jīng)過堆芯輻照活化從而成為一回路放射性的主要來源。一回路的腐蝕產(chǎn)物包括：58Co、60Co、51Cr、95Nb、110mAg等［5］。

為了減少腐蝕產(chǎn)物的生成，AP1000核電廠采取的措施有：采用更加抗腐蝕的一回路結(jié)構(gòu)材料如鋯合金（ZIRLO）燃料包殼、因科鎳蒸汽發(fā)生器傳熱管以及奧氏體不銹鋼的主管道等；注入氫氣抑制水輻照分解時產(chǎn)生的游離氧；添加LiOH提高一回路pH值；注入醋酸鋅以形成保護膜等。另外AP1000核電站采用相比傳統(tǒng)壓水堆核電廠更低的一回路溫度以便改善材料的工作環(huán)境。

1.3 氚

氚是β輻射體，能量雖然低，但是半衰期很長。在冷卻劑中主要以氚水（液態(tài)氚）和放射性氫氣（氣態(tài)氚）的形式存在，氚的來源主要有：燃料裂變、中子與硼反應(yīng)、中子與可燃吸收體反應(yīng)、中子與6Li的反應(yīng)等。機組的實際氚排放量取決于非計劃停堆次數(shù)、機組的負(fù)荷因子、燃料包殼破損率、人員失誤率等多方面因素［6］，穩(wěn)定運行期間的氚排放量比優(yōu)化預(yù)期的排放量更低。

為了減少氚的排放量，AP1000機組對高硼濃度、高清潔度的化學(xué)和容積控制系統(tǒng)下泄流進行循環(huán)利用；加強運行管理，優(yōu)化運行方案，減少非計劃停堆次數(shù)和維修期間的氚逃逸。

1.4 其他核素

冷卻劑中氧的活化產(chǎn)生了16N，16N會發(fā)射較高能量的γ射線。由于其7.11秒的短半衰期，在安全殼外不再考慮其放射性。14C也來源于中子活化反應(yīng)，包括17O（n，α）14C、14N（n，p）14C兩種主要途徑，其半衰期較長，因此其放射性必須考慮。

以山東海陽核電廠為例，AP1000核電機組正常運行時的排放量見表1。

表1 海陽核電廠1、2號及3、4號機組正常運行工況下的排放量（Bq·a-1）［7］Table 1 Releasesof Haiyang nuclear power plantunits1/2 and units3/4 in normaloperation（Bq·a-1）

2 放射性廢物處理

AP1000機組放射性廢物處理采用核島廢物處理系統(tǒng)與廠址廢物處理設(shè)施（簡稱SRTF）相結(jié)合的處理方式。

2.1 核島放射性廢物處理系統(tǒng)

AP1000核島放射性廢物處理系統(tǒng)包括放射性廢液處理系統(tǒng)（WLS）、放射性氣體廢物處理系統(tǒng)（WGS）以及放射性固體廢物處理系統(tǒng)（WSS）組成。

2.1.1 放射性廢液處理系統(tǒng)

放射性液體廢物處理系統(tǒng)用于控制、收集、貯存和處理處置正常運行及預(yù)期事件時產(chǎn)生的放射性廢液，包括反應(yīng)堆冷卻劑流出液、具有潛在高懸浮固體顆粒雜質(zhì)的地面/設(shè)備疏水、洗滌劑廢液和化學(xué)廢液。如圖1所示，針對每一種放射性廢液，采取不同的處理方式。極端情況下（0.25%的燃料元件破損）的放射性廢液被送到移動式處理設(shè)備處理。經(jīng)過除氣、過濾和離子交換或者經(jīng)過移動式處理設(shè)備等工藝處理后的廢液送到監(jiān)測箱，經(jīng)取樣合格后稀釋排放。放射性廢液處理系統(tǒng)無法處理的高放射性廢液和移動式設(shè)備的濃縮液則送至廠址廢物處理設(shè)施移動式設(shè)備處理［9］。

圖1 AP1000核電廠放射性廢液處理流程Fig.1 Treatmentschem e of AP1000 nuclear power p lan t liquid radwaste

放射性廢液首先在監(jiān)測箱中延遲衰變，等放射性物質(zhì)衰變足夠長的時間以后進行就地的取樣，經(jīng)分析滿足排放標(biāo)準(zhǔn)后才能進行排放并且在排放口設(shè)置排放控制氣動閥，此閥受排放管線上的放射性監(jiān)測儀表控制，當(dāng)排放的流體放射性不符合要求的時候，自動關(guān)閉該閥門或者監(jiān)測箱泵，從而防止放射性廢物向環(huán)境釋放。

2.1.2 放射性氣體廢物處理系統(tǒng)

如圖2所示，放射性氣體廢物主要來自廢液處理系統(tǒng)的脫氣塔以及反應(yīng)堆冷卻劑疏水箱，氣體在廢氣系統(tǒng)中進行一個單程、常溫活性炭延遲處理，對氣體進行除濕、除碘、延遲衰變等操作［10］。系統(tǒng)中設(shè)有專門的取樣裝置，以使得放射性氫氣維持在限值以內(nèi)，在排放管線上同樣有氣動閥控制并由管線上的放射性儀表控制閥門的開關(guān)。

圖2 AP1000核電廠放射性廢氣處理流程Fig.2 Treatm ent schem e of AP1000 nuclear power p lan t gaseous radwaste

另外，放射性區(qū)域的通風(fēng)廢氣，則由專門的放射性區(qū)域通風(fēng)系統(tǒng)經(jīng)過過濾、干燥等步驟后，進行處理，在放射性儀表的監(jiān)測下排放。廢氣系統(tǒng)和所有的放射性區(qū)域通風(fēng)處理后的氣體共同排到電廠煙囪監(jiān)測排放。

2.1.3 放射性固體廢物處理

放射性固體廢物處理系統(tǒng)用于收集和暫存正常運行和預(yù)期運行事件下產(chǎn)生的廢樹脂、廢過濾器濾芯、干廢物和混合廢物。廢樹脂先在廢樹脂暫存箱中暫存衰變6個月，然后裝入屏蔽轉(zhuǎn)運容器，與其他放射性固體廢物一起送往廠址廢物處理設(shè)施集中處理。

2.2 廠址廢物處理設(shè)施

廠址廢物處理設(shè)施作為核島廢物處理系統(tǒng)的補充，提供適合的方法來處理核島產(chǎn)生但無法直接處理的各類廢物以及異常工況下二回路產(chǎn)生的放射性廢液，并提供6臺機組5年產(chǎn)生的桶裝廢物的暫存［11］，處理流程如圖3所示。

圖3 廠址廢物處理設(shè)施放射性廢物處理流程Fig.3 Treatment scheme of radwaste in site radwaste treatm ent facilities

廠址廢物處理設(shè)施主要通過干燥、超級壓縮等減容方法來處理全廠址所有機組內(nèi)產(chǎn)生的且無法通過核島廢物處理系統(tǒng)處理的各類廢物（固體廢物以及特殊工況下產(chǎn)生的廢液）。主要包括化學(xué)廢液、廢樹脂/過濾介質(zhì)、廢過濾器芯、雜項干廢物和通風(fēng)過濾器芯等，處理后形成的固體廢物包在廠址廢物處理設(shè)施內(nèi)暫存。暫存庫用于暫存經(jīng)廠址廢物處理設(shè)施處理和整備后形成的廢物包，對潛在可以清潔解控的廢物進行貯存衰變，將處置前需要二次包裝的廢物包裝入二次包裝容器，貯存期滿后送往低中放廢物處置場進行處置。

3 廢物最小化

廢物最小化包括廢物活度最小化和廢物質(zhì)量和體積的最小化。AP1000機組通過不斷優(yōu)化的系統(tǒng)設(shè)計和運行管理，盡可能減少放射性廢物的產(chǎn)生量，主要包括以下方面。

（1）設(shè)計上，AP1000一回路使用抗腐蝕性能更好的材料，采用先進的表面處理工藝，有效降低了裂變產(chǎn)物的釋放和腐蝕產(chǎn)物的生成，從源頭上減少了放射性廢物的產(chǎn)生量。另外，AP1000對系統(tǒng)進行了簡化并使用設(shè)計壽命更長的設(shè)備，減少了因設(shè)備運行、維修和退役后產(chǎn)生的放射性廢物量。

（2）AP1000對放射性廢液及放射性廢氣的處理特點：對放射性廢液進行脫氣、過濾、離子交換等方式無法除去液態(tài)氚；放射性廢氣經(jīng)活性炭單程延遲衰變后排放，由于氚的半衰期很長，延遲衰變不能有效降低氣載氚的排放量。見表2，通過良好的運行管理，AP1000的氚排放量低于國家限值。

表2 單臺AP1000機組預(yù)期氚排放量（GBq·a-1）Table2 Expected tritium releases of single AP1000 unit（GBq·a-1）

（3）相對于我國其他堆型壓水堆核電廠，AP1000核電廠的功率調(diào)節(jié)和負(fù)荷跟蹤采用控制棒調(diào)節(jié)的方式，使得正常運行期間不需要調(diào)硼，減少了含硼一回路廢液產(chǎn)生量，同時，沒有硼回收系統(tǒng)也必然導(dǎo)致停堆放射性廢液量的增加，增加了廢液處理的負(fù)擔(dān)?？傮w來說廢液處理量與其他堆型相比明顯降低，見表3。

表3 AP1000堆型與其他堆型廢液量比較（m3·a-1）［12］Table 3 Comparison of liquid radwastequantity between AP1000 and other typesnuclear power plant（m3·a-1）

（4）廠址廢物處理設(shè)施采用先進的成熟工藝，有效減少了廢物的包裝量。與傳統(tǒng)的減容技術(shù)相比，可以顯著減少水泥固化后的廢物量。表4是與其他新建堆型的比較。

表4 預(yù)期在建核電廠單臺機組放射性固體廢物包產(chǎn)生體積（m3·a-1）［13］Tab le 4 Anticipated volumesof solid radwaste produced by the nuclear power p lantsunder construction（m3·a-1）

（5）另外，由于AP1000機組僅在需要的時候才對反應(yīng)堆廠房和輔助廠房的通風(fēng)進行過濾和除碘運行，造成其正常運行時氣載碘的排放量大大增加，使得AP1000的氣載放射性排放造成的公眾照射比其他堆型要高。

4 全面數(shù)字化輻射監(jiān)測

如圖4所示，AP1000輻射監(jiān)測系統(tǒng)包括分布式的多套輻射監(jiān)測儀和一套輻射監(jiān)測計算機系統(tǒng)組成，整套系統(tǒng)將獨立的計算機網(wǎng)絡(luò)（CRPS-1000）和先進的現(xiàn)場總線技術(shù)相結(jié)合。輻射監(jiān)測儀表分為安全相關(guān)儀表和非安全相關(guān)儀表。其中安全相關(guān)儀表通過硬接線直接送信號到保護和安全監(jiān)控系統(tǒng)（PMS）用于電廠的安全級控制，非安全相關(guān)儀表采集的數(shù)據(jù)則通過數(shù)據(jù)處理和顯示系統(tǒng)（DDS）送往電廠控制系統(tǒng)（PLS）用于電廠監(jiān)控和常規(guī)控制。

圖4 AP1000輻射監(jiān)測系統(tǒng)結(jié)構(gòu)圖Fig.4 AP1000 radiationm onitoring system structure diagram

AP1000輻射監(jiān)測系統(tǒng)為完成電廠排出物監(jiān)測、工藝流監(jiān)測、氣載放射性監(jiān)測以及廠內(nèi)環(huán)境輻射所必須信息的連續(xù)監(jiān)測［14］。該輻射監(jiān)測系統(tǒng)設(shè)置了獨立的計算機系統(tǒng)，用戶可以通過專用軟件的人機界面查看所有輻射監(jiān)測儀的詳細(xì)信息，提高了工作人員掌握全廠輻射水平的能力。

通過對工藝流體放射性、氣載放射性以及區(qū)域放射性進行監(jiān)測，電廠工作人員可以掌握核電廠的運行狀態(tài)，可以幫助確定是否存在一回路泄漏（LOCA）和一回路向二回路泄漏（如蒸汽發(fā)生器傳熱管破裂）等事故發(fā)生，減少工作人員遭受意外照射的風(fēng)險，并為機組快速退至安全工況提供指導(dǎo)。

通過區(qū)域放射性監(jiān)測的數(shù)據(jù)，將廠區(qū)不同區(qū)域按放射性高低劃分控制區(qū)，科學(xué)安排運行人員巡檢路徑，合理安排設(shè)備維修和檢查時操作人員的工作順序、工作時間和防護等級等，為降低電廠工作人員的職業(yè)輻照劑量提供數(shù)據(jù)支持。表5為AP1000機組主要活動操作人員輻照劑量。由西屋公司設(shè)計核蒸汽供應(yīng)系統(tǒng)的運行核電廠中，職業(yè)輻照劑量的最低數(shù)據(jù)是10×10-4人·Sv·a-1·MW-1，可見AP1000的數(shù)據(jù)遠(yuǎn)遠(yuǎn)低于這個數(shù)值，體現(xiàn)了AP1000在工作人員職業(yè)照射劑量控制中的優(yōu)勢。

表5 AP1000主要活動年輻照劑量估算值［15］Table5 Estimated valuesof AP1000main activityirradiation dose

另外，通過排出物監(jiān)測，可以實時記錄核電廠向環(huán)境中排放的輻照劑量，其監(jiān)測結(jié)果可以用于控制排放以及計算排出的放射性總活度。因為監(jiān)測點位于核電廠整個廢物排放的末端，通過對各個排出物（包括汽輪機疏水、液態(tài)放射性廢物排放、生產(chǎn)廢水排放和電廠煙囪等）的流量進行控制，核電廠對環(huán)境的放射性影響被控制在要求的限值以下。

5 總結(jié)

AP1000是核電廠采用先進的工藝系統(tǒng)設(shè)計和材料選擇，有效地阻止了裂變產(chǎn)物的釋放，降低了放射性腐蝕產(chǎn)物的產(chǎn)生。AP1000放射性廢物處理采用核島廢物處理系統(tǒng)與廠址廢物處理設(shè)施相結(jié)合的處理模式，減少了廢物包裝量。另外，AP1000是核電廠采用全面的數(shù)字化的連續(xù)放射性監(jiān)測，有效地降低了電廠工作人員可能受到的照射風(fēng)險。但是，由于AP1000的設(shè)計并不以最大化降低廢物產(chǎn)生量為目的，更注重在滿足核電廠約束限值同時滿足國家限值的基礎(chǔ)上，盡量減少機組造價，降低核電建造和運行成本，其最大優(yōu)勢還是體現(xiàn)在系統(tǒng)簡化后較好的經(jīng)濟性上。

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Sim p leAnalysisof Sanmen SeriesAP1000Nuclear Power Plant RadwasteM anagement TechnicalCharacteristics

LIGuobao1，MANan2，LIJuan3
（1.CNNCLiaoningNuclear PowerCo.，Ltd.，Huludao125100，China；2.North ChinaElectric PowerUniversity，Beijing102206，China 3.Nuclearand Radiation SafetyCenter，MEP，Beijing100082，China）

In theoperation ofnuclearpowerplant，radwastearegenerated inevitably.To reduce thegeneration，various technical and managerialmeasures are taken.By adopting simplified system designs，advanced radwaste treatment technologies，and digital radiationmonitoring，AP1000 nuclear power plant m inim izestheamountof radwastegenerated，decreasesthe releaseof radioactivity.Thispaper introduces the technical characteristicsofsanmen seriesAP1000 nuclear power plant radwastemanagement，and analyzes itsadvantagesand disadvantagesbriefly.

AP1000；radwaste treatment；radiationmonitoring；radwastem inim ization

TL94

：A

：1672-5360（2015）03-0043-05

2014-03-19

2014-08-26

國家自然科學(xué)基金，項目編號51206042

李國寶（1987—），男，河南商丘人，助理工程師，現(xiàn)主要從事核電廠運行工作

*通訊作者：李 娟，E-mail：lijiuan@chinansc.cn