徐春艷,劉新華,李小龍,方 嵐,祝兆文,蔣 婧,李 娟

(1．環(huán)境保護部核與輻射安全中心,北京100082;2．中核核電運行管理有限公司,浙江 海鹽314300)

壓水堆核電廠常規(guī)島液態(tài)流出物排放管理探討

徐春艷1,劉新華1,李小龍1,方 嵐2,祝兆文1,蔣 婧1,李 娟1

(1．環(huán)境保護部核與輻射安全中心,北京100082;2．中核核電運行管理有限公司,浙江 海鹽314300)

本文根據(jù)《核電廠放射性液態(tài)流出物排放技術要求》(GB 14587—2011)的基本要求,提出基于核電廠蒸汽發(fā)生器排污水放射性控制進行常規(guī)島液態(tài)流出物排放管理的思路,并針對M310/CPR1000、WWER、AP1000和EPR四種堆型工程設計及存在的問題,通過研究提出我國壓水堆核電廠常規(guī)島液態(tài)流出物的排放管理改進建議,可供核安全監(jiān)管和核電廠設計、運行管理參考。

常規(guī)島液態(tài)流出物;排放管理要求;蒸汽發(fā)生器排污

目前我國壓水堆核電廠主要包括CPR1000、WWER、AP1000和EPR四種堆型。CPR1000技術源于法國引進的百萬千瓦級堆型-M310堆型;WWER是采用俄羅斯引進的百萬千瓦級堆型;AP1000和EPR是采用第三代核電技術的先進堆型,單機容量分別為125萬千瓦和175萬千瓦。核電廠產(chǎn)生的液態(tài)流出物分為核島液態(tài)流出物和常規(guī)島液態(tài)流出物,本文僅探討常規(guī)島液態(tài)流出物排放管理。各核電廠均對常規(guī)島液態(tài)流出物實施槽式排放,但在排放控制和排放量統(tǒng)計上存在差異,產(chǎn)生了一些管理問題。

本文在簡要分析M310/CPR1000、WWER、AP1000和EPR四種堆型蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)放射性控制和常規(guī)島液態(tài)流出物排放管理現(xiàn)狀的基礎上,根據(jù)《核電廠放射性液態(tài)流出物排放技術要求》[1](GB 14587—2011)的基本要求,提出基于核電廠蒸汽發(fā)生器排污水放射性控制進行常規(guī)島液態(tài)流出物排放管理的思路,研究提出適用于我國壓水堆核電廠常規(guī)島液態(tài)流出物的排放管理改進建議。

1 液態(tài)流出物排放管理要求

《核動力廠環(huán)境輻射防護規(guī)定》(GB 6249—2011)[2]、《核電廠放射性液態(tài)流出物排放技術要求》(GB 14587—2011)對液態(tài)流出物排放管理有詳細規(guī)定和要求:

(1)核電廠營運單位應采取有效措施,保證放射性液態(tài)流出物排放系統(tǒng)的設計和運行以及核電廠放射性液態(tài)流出物排放的管理滿足《電離輻射防護與輻射源安全基本標準》(GB 18871—2002)的相關要求,遵循“輻射防護最優(yōu)化”和“廢物最小化”的原則,實施放射性液態(tài)流出物年排放總量控制和排放濃度控制。

(2)核電廠放射性液態(tài)流出物排放系統(tǒng)的設計應保證來自核島系統(tǒng)的放射性液態(tài)流出物和來自常規(guī)島系統(tǒng)的放射性液態(tài)流出物進入不同的排放系統(tǒng),嚴禁將電廠非放射性廢水納入電廠放射性液態(tài)流出物排放系統(tǒng)。

在核電廠正常運行時,常規(guī)島液態(tài)流出物幾乎不含放射性,因此,應和核島液態(tài)流出物分開管理,且應針對常規(guī)島液態(tài)流出物特征進行科學合理的排放管理。

2 常規(guī)島液態(tài)流出物排放管理現(xiàn)狀

常規(guī)島液態(tài)流出物排放量約為10萬m3/a,主要包括:

—冷凝器熱阱的疏水、汽輪機廠房汽水回路的疏水和排氣冷凝液、疏水回收池中收集的排水、冷凝液集水坑中收集的疏水。

—蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)排放的廢液。

常規(guī)島廢液的放射性主要是由于蒸汽發(fā)生器傳熱管泄漏導致一回路放射性進入二回路而引起的。典型二回路系統(tǒng)流程簡圖見圖1。

圖1 典型電站二回路系統(tǒng)流程簡圖Fig.1 simplified flowchart of Second-loop system of typical nuclear power plant

以下分別以嶺東[3]、田灣[4]、三門[5]和臺山核電廠[6]為例介紹國內(nèi)四種壓水堆堆型常規(guī)島液態(tài)流出物排放管理現(xiàn)狀。

2.1 常規(guī)島液態(tài)流出物排放控制

對于 M310/CPR1000、WWER、AP1000和EPR堆型核電廠,常規(guī)島設置監(jiān)測排放系統(tǒng),對二回路液態(tài)流出物進行槽式監(jiān)測排放。監(jiān)測排放系統(tǒng)一般設置3個監(jiān)測排放槽。正常運行時,三個監(jiān)測排放槽中的一個接收廢液,一個混合、取樣分析和監(jiān)測排放廢液,另一個備用。廢液在貯槽內(nèi)經(jīng)充分混合使其成分均勻,進行人工取樣實驗室分析。通常槽內(nèi)水質取樣檢測結果達到排放標準后,由排水泵把取樣合格的液態(tài)流出物輸送到排放總管,經(jīng)在線連續(xù)輻射監(jiān)測后排往循環(huán)冷卻水排水管線排放;若不合格則返回處理。在排放管線上還設有電廠輻射監(jiān)測系統(tǒng)實施連續(xù)在線γ監(jiān)測。

各堆型常規(guī)島液態(tài)流出物排放控制要求的現(xiàn)狀參見表1[3-6]。從表1可知,目前各堆型常規(guī)島液態(tài)流出物排放濃度控制值和報警閾值的設置,以及排放量的統(tǒng)計方法均存在較大的差異,其科學性和合理性還有待進一步研究。

表1 常規(guī)島液態(tài)流出物排放控制要求Table 1 Control of radioactivity of liquid effluent of Conventional Island

2.2 常規(guī)島液態(tài)流出物實際排放量

國內(nèi)運行核電廠常規(guī)島液態(tài)流出物一直低于探測限,為了解常規(guī)島液態(tài)流出物放射性核素含量究竟有多少,田灣核電站結合常規(guī)島廢液排放系統(tǒng)的設計情況和歷年排放監(jiān)測情況,采用大體積、長時間及化學濃集的方法開展常規(guī)島液態(tài)流出物實際活度的研究工作,此次研究將常規(guī)島液態(tài)流出物中除氚和碳-14外其余核素正常運行期間的探測下限1.0E＋03 Bq/m3水平最大降低至原來的1/100左右,共計開展了5次實驗分析,實驗研究結果(見表2)表明,常規(guī)島液態(tài)流出物排放系統(tǒng)排放小于10 Bq/m3量級,遠低于原探測下限,與環(huán)境水樣的放射性處于同一水平,也就是說GCR系統(tǒng)廢水是干凈的[7]。

通過田灣核電廠常規(guī)島液態(tài)流出物實際活度的研究工作,我們可以看出,由于一回路向二回路泄漏率低,核電廠常規(guī)島液態(tài)流出物與環(huán)境水樣的放射性處于同一水平,幾乎不含核電廠運行產(chǎn)生的放射性核素。

表2 2014年田灣核電站常規(guī)島液態(tài)流出物實際排放量研究監(jiān)測數(shù)據(jù)Table 2 Date of discharge amount of liquid effluent of Conventional Island of TIANWAN nuclear power plant in the year of 2014

2.3 存在的問題

(1)排放控制

目前各核電廠常規(guī)島液態(tài)流出物的排放控制方式與核島液態(tài)流出物基本相同,僅在排放控制值上略低,這樣的控制方式,不利于及早發(fā)現(xiàn)和控制核電廠一回路向二回路泄漏。同時,由于核島液態(tài)流出物排放控制值為1 000 Bq/L,低于此值的常規(guī)島液態(tài)流出物返回核島處理系統(tǒng),并沒有實際意義。

(2)排放量統(tǒng)計

核電廠液態(tài)流出物運行監(jiān)測數(shù)據(jù)是核電廠環(huán)境影響現(xiàn)狀評價的基礎數(shù)據(jù),是向監(jiān)管部門報告的主要運行數(shù)據(jù)之一,是信息公開的主要運行數(shù)據(jù)。因此,各運行核電廠應準確測量和報告液態(tài)流出物的實際活度濃度。目前,我國運行核電廠常規(guī)島液態(tài)流出物排放管理中,除田灣核電廠對于取樣監(jiān)測低于探測限的測量結果按照探測限的1/2計算排放量外,其他核電廠低于探測限時均不計入排放量。按照GB 6249—2011的要求,“對于低于探測限的相關結果應通過實驗分析進行合理估算,確實無法估算的,在排放量統(tǒng)計時按探測限的二分之一取值進行”,這樣就會導致常規(guī)島排放量的大大高估。目前田灣除氚和碳-14以外的其他核素排放量主要來源于GCR系統(tǒng),占電廠排放量的75%以上[7],這與電廠實際運行情況不相符。

3 排放管理改進研究

針對2.3節(jié)分析的常規(guī)島液態(tài)流出物排放管理存在的問題,本文基于核電廠正常運行時常規(guī)島液態(tài)流出物幾乎不含放射性的現(xiàn)實,拓寬管理思路,提出應將常規(guī)島液態(tài)流出物排放進行提前控制,從蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)放射性控制現(xiàn)狀、蒸汽發(fā)生器排污水放射性活度和常規(guī)島液態(tài)流出物排放管理改進措施等方面開展研究。

3.1 蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)放射性控制現(xiàn)狀

核電廠正常運行期間,蒸汽發(fā)生器排污水經(jīng)冷卻、降壓、凈化和放射性監(jiān)測后進行回收復用。蒸汽發(fā)生器排污水能否回收復用取決于其雜質的濃度水平。

各堆型蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)放射性控制要求現(xiàn)狀參見表3[3-6]。從表3可知,目前各堆型蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)的報警閾值和報警響應行動等各不相同,這個問題在審評中受到了重點關注,目前國內(nèi)相關研究機構正在開展進一步研究工作。

3.2 蒸汽發(fā)生器排污水放射性活度濃度估算

通過分析蒸汽發(fā)生器水中放射性的來源及去向,建立簡單的模型進行分析計算,得到蒸汽發(fā)生器水中的放射性活度與一回路放射性活度及一回路向二回路泄漏率之間的關系。

表3 各堆型蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)放射性控制要求現(xiàn)狀Table 3 Status Control of radioactivity of steam generator blow-down system

蒸汽發(fā)生器水中的放射性活度是由蒸汽發(fā)生器傳熱管破損而引入的,而排污凈化、蒸汽攜帶和放射性核素衰變則會造成蒸汽發(fā)生器水中活度濃度的降低。對于除Kr和Xe等惰性氣體之外的核素,蒸汽分配因子近似為0,核素活度濃度的變化可近似表示為一階常微分方程:

式中:MSG——蒸汽發(fā)生器中水的質量(kg);

AAPG——蒸汽發(fā)生器水中核素的活度濃度,也是排污流中的活度濃度(Bq/kg);

QAPG——排污率(t/h);

Qleak——蒸汽發(fā)生器傳熱管泄漏率(kg/h);

ARCS——回路冷卻劑中核素的活度濃度(Bq/kg);

λ——核素衰變常數(shù)(h－1)。

這里,考慮量級關系后忽略了蒸汽中攜帶的部分和補充水時引入的活度濃度。

變頻調(diào)速系統(tǒng)的電壓暫降免疫度計算及關鍵參數(shù)設計//莫文雄,許中,馬智遠,陳偉坤,鐘慶//(18):157

方程(1)的初始條件為:方程(1)的解為:

以陽江3&4號為例[8],三臺蒸汽發(fā)生器QAPG為50 t/h,MSG＝3×47.012 t,指數(shù)部分常數(shù)值大于0.2 h－1。可見蒸汽發(fā)生器水中核素活度濃度將在數(shù)小時后達到穩(wěn)定值:

由(3)式可知,當三臺蒸汽發(fā)生器傳熱管泄漏率為1.5 kg/h時,AAPG/ARCS約為4E-05;有一臺蒸汽發(fā)生器傳熱管泄漏率為70 kg/h時,AAPG/ARCS約為5E-03。

臺山核電廠一回路取現(xiàn)實源項(即一回路131I當量為0.2 GBq/t)時,蒸汽發(fā)生器內(nèi)70 kg/h的泄漏率會導致蒸汽發(fā)生器排污水內(nèi)的放射性濃度達到2 000 Bq/L。表4中采用現(xiàn)實源項計算出的結果與臺山的結果在同一數(shù)量級,說明本研究采用的二回路源項計算模型和計算方法是合理的。

表4 蒸汽發(fā)生器排污水活度濃度計算結果Table 4 Calculation results of activity concentration of steam generator sewage water

3.3 排放管理改進措施

3.3.1 蒸汽發(fā)生器放射性控制

(1)將蒸汽發(fā)生器排污水放射性監(jiān)測控制作為常規(guī)島液態(tài)流出物排放控制的前置控制措施。

通常情況下,二回路是基本不含人工放射性核素的,只有當蒸汽發(fā)生器傳熱管出現(xiàn)泄漏時,才會有放射性。蒸汽發(fā)生器排污水放射性監(jiān)測控制是控制常規(guī)島放射性排放的有效方法,可避免常規(guī)島排放系統(tǒng)對放射性的稀釋排放;

蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)輻射監(jiān)測儀表應有以下兩個主要功能,其一控制排污水的去向;其二應該是發(fā)現(xiàn)異常和事故工況。核電廠應合理設置兩級報警值和報警后動作,第一級報警用于發(fā)現(xiàn)蒸汽發(fā)生器泄漏異常工況,此時排污水應通過核島排放系統(tǒng)排放,以防止常規(guī)島排放系統(tǒng)的污染和放射性的稀釋排放,并查找原因,或采取初步預警措施;第二級報警用于探測蒸汽發(fā)生器事故泄漏,此時,蒸汽發(fā)生器排污水引入到核島廢液處理系統(tǒng)處理或排放,并采取事故應急措施。

蒸汽發(fā)生器放射性控制改進建議見表5。

表5 蒸汽發(fā)生器放射性控制改進建議Table 5 Suggestions for improving the control of radioactivity of steam generator

3.3.2 常規(guī)島液態(tài)流出物放射性判斷性控制

從表1可以看出,CPR1000/M310、VVER、EPR堆型常規(guī)島排放濃度控制值與核島基本一致,這是不合理的。從源項分析和田灣常規(guī)島液態(tài)流出物實際放射性水平的研究來看,正常情況下,常規(guī)島液態(tài)流出物是基本不含放射性的。各電廠應結合源項計算和電廠運行經(jīng)驗反饋,調(diào)整常規(guī)島液態(tài)流出物排放濃度控制值、管理目標值、在線監(jiān)測儀表探測限和兩級報警值等;常規(guī)島液態(tài)流出物排放濃度管理目標值應根據(jù)目前各電廠的實際排放濃度進行適當降低,并控制在設計排放濃度以下。應根據(jù)排放濃度管理目標值合理確定在線監(jiān)測儀表探測限、在線連續(xù)監(jiān)測裝置的第一報警值和第二報警值。第一報警值設置目的是及時發(fā)現(xiàn)常規(guī)島液態(tài)流出物排放異常,因此,其控制值應是一旦確定常規(guī)島液態(tài)流出物有放射性就報警,以便電廠及時采取措施。第二報警值設置目的是終止排放,報警與排放閥聯(lián)鎖,一旦發(fā)生報警,聯(lián)鎖關閉排放閥,終止排放。同時采取事故應急措施。

常規(guī)島液態(tài)流出物排放控制改進建議見表6。

表6 常規(guī)島液態(tài)流出物排放控制改進建議Table 6 Suggestions for improving the control of liquid effluent discharge of conventional island

3.3.3 常規(guī)島液態(tài)流出物放射性定量統(tǒng)計

通過蒸汽發(fā)生器排污水放射性控制作為常規(guī)島液態(tài)流出物放射性控制的前置控制措施后,認為正常情況下,常規(guī)島液態(tài)流出物是不含放射性的。通過蒸汽發(fā)生器排污水放射性控制作為前置控制,在前置控制不報警的情況下,簡化常規(guī)島液態(tài)流出物排放取樣監(jiān)測,且僅當測量結果高于探測下限時計入流出物排放量,當測量結果低于探測下限時不再納入流出物排放量統(tǒng)計;而當前置控制出現(xiàn)報警時,對每罐液態(tài)流出物取樣進行核素分析,當測量結果小于探測下限時按照探測下限的1/2計入流出物排放量。

4 結論和建議

本文根據(jù)《核電廠放射性液態(tài)流出物排放技術要求》(GB 14587—2011)的基本要求,提出基于核電廠蒸汽發(fā)生器排污水放射性控制進行常規(guī)島液態(tài)流出物排放管理的思路,并針對M310/CPR1000、WWER、AP1000和 EPR 四種堆型工程設計,通過研究提出我國壓水堆核電廠常規(guī)島液態(tài)流出物的排放管理改進建議:

(1)蒸汽發(fā)生器排污水放射性監(jiān)測控制作為常規(guī)島液態(tài)流出物排放控制的前置控制措施;

(2)加強對蒸汽發(fā)生器排污水放射性控制,明確蒸汽發(fā)生器排污水輻射監(jiān)測儀表的用途,調(diào)整蒸汽發(fā)生器排污水放射性監(jiān)測儀表報警值及排污水去向,發(fā)現(xiàn)泄漏時將放射性單獨收集監(jiān)測排放;

(3)正常情況下,常規(guī)島液態(tài)流出物是不含放射性的可簡化液態(tài)流出物排放的取樣監(jiān)測和排放控制。各電廠應結合源項計算和電廠運行經(jīng)驗反饋,調(diào)整常規(guī)島液態(tài)流出物排放濃度控制值、管理目標值、在線監(jiān)測儀表探測限和兩級報警值等;

(4)當蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)放射性監(jiān)測出現(xiàn)報警后,常規(guī)島液態(tài)流出物排放系統(tǒng)對廢液進行單獨收集、監(jiān)測,并計入排放量。

建議各電廠根據(jù)以上建議,結合核電廠源項分析、實際運行情況和流出物監(jiān)測結果,進一步開展常規(guī)島液態(tài)流出物的排放管理和蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)放射性控制要求研究,根據(jù)研究成果優(yōu)化排放管理。

[1] GB 6249—2011核動力廠環(huán)境輻射防護規(guī)定.[S]．2011年2月．

[2] GB 14587—2011核電廠放射性液態(tài)流出物排放技術要求.[S]．2011．

[3] 嶺東核電有限公司.嶺澳核電站3、4號機組最終安全分析報告及審評材料[R],2009．

[4] 田灣核電有限公司.田灣核電廠1、2號機組最終安全分析報告及審評材料[R],2011．

[5] 三門核電有限公司.三門核電一期工程1&2號機組最終安全分析報告及審評材料[R],2012．

[6] 臺山核電有限公司.臺山核電廠1、2號機組最終安全分析報告及審評材料[R],2012．

[7] 田灣核電有限公司.田灣核電廠常規(guī)島廢液放射性水平研究報告[R],2014．

[8] 陽江核電有限公司.陽江核電站3、4號機組最終安全分析報告及審評材料[R],2014．

[9] 中科華核電技術研究院.一回路源項優(yōu)化設計研究—腐蝕產(chǎn)物和裂變產(chǎn)物源項．[R]．2013．

Preliminary discussion on liquid effluent discharge management of conventional island of PWR

XU Chun-yan1,LIU Xin-hua1,LI Xiao-long1,FANG Lan2,ZHU Zhao-wen1,JIANG Jing1,LI Juan1
(1．Nuclear and Radiation Safety Center of Ministry of Environment Protection of China,Beijing 100082;2.Third Qin-shan Nuclear Power Co.,Ltd.,Haiyan of Zhejiang Prov．314300)

In this paper,according to basic requirements of technical requirements for discharge of radioactive liquid effluents from nuclear power plant(GB 14587—2011),the thought of steam generator sewage control as the pre-control of conventional island liquid radioactive effluent discharge management was proposed．Meanwhile,for the design situation and existing problems of M310/CPR1000,WWER,AP1000 and EPR,this paper has proposed improvement suggestions of conventional island liquid effluent discharge management of the PWR NPP in China．These suggestions provide a reference for the review and operational management．

conventional island liquid effluent;discharge management;steam generator sewage

2015-10-29

國家科技重大專項“大型先進壓水堆及高溫氣冷堆核電站”課題“CAP1400安全審評關鍵技術研究”(課題編號:2013ZX06002001)——子課題14:CAP1400放射性廢物管理系統(tǒng)工藝監(jiān)測研究項目資助

徐春艷(1980—),女,湖南,碩士,高級工程師,主要從事放射性廢物安全監(jiān)管技術支持工作

李小龍:free123orange＠163．com

TM623.8

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0258-0918(2016)02-0237-08