上官志洪，黃彥君，蔣 婧，祝兆文，劉新華

(1.蘇州熱工研究院有限公司,江蘇 蘇州 215004；2.生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心，北京 102445)

為了控制核電廠放射性物質排放，確保核電廠排放的放射性物質對公眾造成的輻射劑量滿足限值要求并保持在合理可達到盡量低的水平，我國實施氣、液態(tài)流出物排放總量控制[1-2]。在2011年以前，實施排放總量控制的類別包括氣態(tài)流出物中的3H、氣溶膠、碘、惰性氣體等，液態(tài)流出物的3H及其他核素[2]。從21世紀初開始，美、法等國開始將14C作為核電廠流出物排放控制的主要核素之一[3]。我國在開展核電廠環(huán)境影響評價的經驗表明，流出物中排放的14C常成為大多數核電廠公眾輻射影響的關鍵核素[4]。2011年，我國在修訂國家標準《核動力廠環(huán)境輻射防護規(guī)定》(GB 6249)時，對核電廠液態(tài)流出物和氣態(tài)流出物分別提出了14C年排放限值(對3 000 MW熱功率的反應堆，分別為700 GBq/a和150 GBq/a)。同時，標準還規(guī)定了季度和月度排放總量應分別不超過年排放總量的二分之一和五分之一，且明確要求同一堆型的多堆廠址的年總排放量應控制在上述年排放限值的4倍以內。

近年來，國內運行壓水堆核電廠流出物監(jiān)測經驗表明，氣態(tài)流出物中14C的排放量占GB 6249—2011排放限值的比例常處于較高水平，尤其對于多堆廠址，有超過排放年限值的風險。與此同時，我國一些三代核電機組(如AP1000)近兩年的運行經驗表明，相比于常規(guī)的壓水堆核電機組，14C排放量占批準限值的比例更高，且可能集中在大修階段排放，面臨超季度和月度排放控制值的風險，給目前排放控制的管理要求帶來挑戰(zhàn)。

目前，國家標準GB 6249—2011面臨新的修訂要求?；趪鴥韧夂穗姀S流出物中14C排放控制管理的經驗，需探討排放限值重新設定的合理性。本文分析了壓水堆核電廠14C的產生及排放途徑；對收集的國外壓水堆核電廠流出物14C排放的數據進行分析；針對AP1000和EPR等三代壓水堆，開展14C排放水平的調研；依據我國壓水堆核電廠流出物中14C排放管理經驗，提出完善GB 6249中關于14C排放限值的意見與建議；提出減少14C產生及開展資源利用研究工作的建議。

1 14C的產生、排放及輻射影響

在壓水堆反應堆中，14C主要通過冷卻劑、燃料芯塊、包殼材料中的17O和14N經中子輻照產生，此外，燃料中核素的三元裂變也會產生14C[5]。

反應堆冷卻劑中的14C，主要通過反應堆冷卻劑中的兩個活化反應14N(n, p)和17O(n,α)產生，二者的熱中子反應截面分別為1.82 bar和0.24 bar[3]，其中14N和17O在自然界的豐度分別為99.6%和0.04%，均為穩(wěn)定性核素。N元素主要來源于冷卻劑中溶解的氮氣、添加的化學試劑(如聯氨、氨水等)；O元素主要來源于冷卻劑中的水分子(H2O)[6]。由于冷卻劑中N和O元素普遍存在，在壓水堆冷卻劑中產生14C是不可避免的。研究表明，在兩個活化反應中，通過17O(n,α)產生的14C占主要部分。以CPR1000機組為例，通過14N和17O的活化反應產生的14C的量分別為13 GBq/a和306 GBq/a，兩者比例達1∶24[7]。

壓水堆一回路中的14C，通過各種途徑進入核電廠的氣、液態(tài)流出物和固體廢物中。其中，氣態(tài)14C主要由反應堆冷卻劑產生，通過氮氣吹掃和脫氣后，經廢氣處理和廠房通風等系統通過煙囪排入環(huán)境。研究表明，壓水堆核電廠氣態(tài)排放的14C，其主要的化學形態(tài)為有機形態(tài)，主要為甲烷(CH4)和乙烷(C2H6)，約占氣態(tài)流出物排放14C的75%～95%[5]。液態(tài)14C主要以離子形態(tài)存在于冷卻劑中，經過廢液處理排入環(huán)境[5-6,8]。通過液態(tài)流出物排放的14C占比極小，美國電力研究院(EPRI)相關報告給出美國傳統壓水堆核電廠液態(tài)流出物中14C的排放量占比小于產生量的1%[3]。Fejgl等人[9]對捷克的兩座壓水堆核電廠開展液態(tài)流出物中14C的監(jiān)測(2016年和2017年)，研究表明其排放量占比最大不超過1.1%(2016年Temelin核電廠)。

從近年來國內核電廠的輻射影響評價經驗來看，14C一般是對關鍵居民組造成輻射照射的關鍵核素。以國內某核電基地(運行4臺CPR1000核電機組)為例，其公眾照射的關鍵核素為14C，占關鍵居民組總有效劑量的63.4%，其中通過氣態(tài)排放由食入陸生食品和通過液態(tài)排放由食入海產品造成的輻射劑量占總有效劑量的比分別為52.2%和11.2%。

2 國內外核電廠14C排放統計分析

2.1 數據來源

近年來國際上對核電廠流出物監(jiān)測數據信息公開已逐步達到共識，有關公開的監(jiān)測數據可作為分析參考。美國核能管理委員會(NRC)自1978年以來，除1994—2006年外，每年均發(fā)布一份放射性流出物統計年報[10]，并且自2005年起在NRC網站公開各核電廠流出物排放監(jiān)測數據[11]。歐盟根據2004年發(fā)布的2004/2/Euratom建議書[12]，為成員國提供了一個核設施放射性流出物排放數據庫(RADD)并通過網絡公開，從中可以查詢到各成員國核電廠排放數據[13]。基于美國和歐洲發(fā)布的壓水堆核電廠流出物排放統計數據，無疑可以為我國確定14C的排放限值提供參考。

本文采用的數據來源于2005—2019年美國各核電廠流出物監(jiān)測報告以及1995—2019年RADD數據庫。進入本次統計的國家共有13個，核電廠址共98個。剔除退役核電廠在退役后發(fā)布的有關數據及個別異常數據，共獲取氣態(tài)流出物中14C的排放數據1 150組，液態(tài)流出物中14C的排放數據386組。

需要說明的是，美國核電廠開展流出物中14C的排放統計基本上是從2010年開始的，且主要針對氣態(tài)流出物。14C作為難測核素，美國各核電廠一般都是按EPRI發(fā)布的技術報告計算得到。報告給出了不同堆型核電廠歸一化14C的產生量及對應氣態(tài)排放、液態(tài)排放的比例。例如，對西屋公司生產的壓水堆，可采用3.4 Ci/GWth·a(或10 Ci/GWe·a，假定34%的效率)的歸一化排放值，其中進入氣態(tài)的比例為98%，而進入液態(tài)的比例一般小于1%[3]。對氣態(tài)流出物排放，可以考慮該歸一化排放值與進入氣態(tài)的比例、設計熱功率及年度內的能力因子相乘進行計算。

2.2 國外核電廠的14C的歸一化排放量統計

統計美國和歐洲發(fā)布的14C排放量數據一般按廠址為單位，由于機組的排放量水平與反應堆的功率有關，按廠址的排放量與各廠址機組發(fā)電量進行歸一化。年度發(fā)電量的數據取自IAEA核電信息數據庫(PRIS)[14]。

分析表明，核電廠14C排放量的統計分布基本為偏態(tài)分布。對于統計平均值，在本文中采用幾何平均進行分析。國外核電廠流出物中14C歸一化排放水平列于表1。

從表1中可以看到，對上述國外壓水堆核電廠址，氣態(tài)流出物中14C歸一化排放量范圍為1.5～706.7 Bq/kWh，平均值為30.7 Bq/kWh，液態(tài)流出物中14C歸一化排放量范圍為0.001 5～3.2 Bq/kWh，平均值為1.2 Bq/kWh。以一臺百萬千瓦級壓水堆核電機組(1 GWh)按年滿功率運行8 000 h計算，則每堆的預期年排放量為：氣態(tài)流出物中14C排放量的范圍為12.2～5 654 GBq/a，平均值為246 GBq/a(占GB 6249—2011規(guī)定排放限值700 GBq/a的35%)；液態(tài)流出物中14C排放量的范圍為0.01～25.3 GBq/a，平均值為9.6 GBq/a(占GB 6249—2011規(guī)定排放限值150 GBq/a的6.4%)。各廠址氣態(tài)和液態(tài)流出物中14C排放量水平最大相差近3個數量級，部分統計值較高的主要原因是這些核電廠年度發(fā)電量低，經歸一化后導致結果較大。

表1 美國和歐洲核電廠流出物中14C歸一化排放水平統計(單位：Bq/kWh)

對液態(tài)流出物，目前僅有3個國家給出了14C排放量水平。其中，美國的排放量平均值約為0.06 Bq/kWh(與氣態(tài)排放的比例為0.15%), 法國為1.7 Bq/kWh(與氣態(tài)排放的比例為7.2%)。美國和法國壓水堆核電廠液態(tài)流出物排放的14C可能都是采用計算得到，具體的差異可能與相關的設計及計算方法的差異有關。

2.3 14C排放量與GB 6249—2011限值的比較

為分析GB 6249—2011中規(guī)定的排放限值與國外核電廠實際排放量的包絡性，以一臺百萬千瓦級壓水堆核電廠年滿功率運行8 000 h進行估算，則氣態(tài)流出物和液態(tài)流出物的歸一化排放限值約為87.5 Bq/kWh和18.75 Bq/kWh。然而，考慮到目前GB 6249—2011中對廠址排放限值的要求為4臺百萬千瓦級核電機組，對于典型的規(guī)劃6臺機組的情況，意味著單臺機組的排放限值將降至58.3 Bq/kWh和12.5 Bq/kWh。目前一些國內核電廠址還有建設8臺機組的需求，則相應的排放年限值將降至43.8 Bq/kWh和9.4 Bq/kWh。

分別繪制國外核電廠氣、液態(tài)流出物排放數據分布箱圖及與歸一化排放限值的對比，如圖1和圖2所示?？梢钥吹?，對氣態(tài)流出物中的14C排放，各國的水平整體上都在1個數量級，其平均值的范圍為13.4～129.8 Bq/kWh，平均值為40.4 Bq/kWh。按現GB 6249—2011中氣態(tài)流出物排放限值，可以包絡96%的歐美國家排放統計值，其中，對于法國核電廠，包絡率達100%。然而，如果考慮一個規(guī)劃6臺百萬千瓦級壓水堆核電機組的廠址，對應的單臺機組排放限值的對國外壓水堆核電廠氣態(tài)流出物排放14C水平的包絡率則僅為92%。如考慮一個廠址建設8臺百萬千瓦級壓水堆核電機組，則相應的包絡率將降至73%。因此，從國外核電廠流出物統計數據來看，對于4臺以上機組的多堆廠址，GB 6249—2011對氣態(tài)流出物中14C的單臺機組排放限值偏緊。

圖1 氣態(tài)流出物中歸一化排放14C統計分布及與GB 6249—2011限值的對比

圖2 液態(tài)流出物中歸一化排放14C統計分布及與GB 6249—2011限值的對比

對液態(tài)流出物，現有GB 6249—2011排放限值完全可以包絡各國排放量，且有較大的余量。即使考慮8臺機組按4臺機組控制，也是可以完全包絡的。

2.4 歷年排放量變化統計分析

圖3和圖4分別給出了各國歷年氣態(tài)和液態(tài)流出物中14C排放量統計結果的變化?？梢钥吹?，主要國家的監(jiān)測結果整體上看沒有明顯的上升趨勢。如對于法國(統計樣本較多)和美國的數據，可以看到均處于或基本維持在相近的水平。部分國家在早期的結果相對較低(如西班牙)，2000年以后基本維持在相對穩(wěn)定的水平。從上述分析來看，壓水堆核電廠通過氣態(tài)、液態(tài)流出物排放的14C的量基本不隨機組運行時間或年限而變化。

圖3 歐美壓水堆核電廠氣態(tài)流出物排放歷年統計分布

圖4 歐美壓水堆核電廠液態(tài)流出物排放歷年統計分布

3 AP1000和EPR壓水堆核電廠的14C的排放量

需要指出，早期運行壓水堆核電機組多采用法系技術路線，參考法國壓水堆核電機組的排放限值，GB 6249—2011中單堆排放限值具有較好的包絡性；而我國目前壓水堆核電技術采用多種機型，除了法國M310改進型機組以外，還包括AP1000、EPR、華龍一號以及VVER等，由于具體設計的差異，且新的堆型運行經驗數據較少，如仍考慮單一機組排放限值控制，需要綜合考慮不同類型機型14C的產生及排放的情況。

早在2015年，美國相關研究機構發(fā)布報告，指出AP1000和EPR機組運行由于反應堆冷卻劑系統(RCS)中氮濃度比目前運行大部分壓水堆核電廠(傳統美國壓水堆電廠氮濃度為0.9 ppm)的濃度要高，預計14C的產生率較傳統壓水堆核電廠要高(傳統壓水堆核電廠14C產生量為37.6 Bq/kWh)。US-AP1000和US-EPR機組設計中，RCS系統平衡氮的濃度為35 ppm。根據計算，對US-AP1000機組和US-EPR機組，RCS系統氮濃度每增加1 ppm，預計14C的年產生量將分別增加3.3 GBq/a和4.38 GBq/a。

研究表明，對AP1000機組，14C的產生量預計為44.4 Bq/kWh，比傳統美國壓水堆核電廠高23%。其中，通過氣態(tài)排放的14C約為39.9 Bq/kWh。參考國內AP1000設計(1 250 MWe)，按滿功率年運行8 000 h估算，對應的氣態(tài)年排放量相應于399 GBq/a，約占GB 6249—2011規(guī)定排放限值按功率折算值875 GBq/a的45.6%。如考慮采用GB 6249—2011中按4臺百萬千瓦級壓水堆核電機組的控制值(即2 800 GBq/a)計算，同一廠址最多可以建設6臺AP1000機組，估算的排放量約為2 394 GBq/a，占限值的比例將達到85.5%，裕量很小。

對EPR機組(US-EPR)，14C的產生量預計為53.1 Bq/kWh，比傳統美國壓水堆核電廠高41%。其中，通過氣態(tài)排放的14C約為47.8 Bq/kWh，參考國內EPR設計(1 750 MWe)，按滿功率年運行8 000 h估算，對應的氣態(tài)排放量相應于669 GBq/a，約占GB 6249—2011規(guī)定排放限值按功率折算值1 225 GBq/a的55%。如考慮采用GB 6249—2011中按4臺百萬千瓦級壓水堆核電機組的控制值(即2 800 GBq/a)計算，同一廠址可以考慮建設4臺EPR機組，估算的排放量約為2 677 GBq/a，相應的占限值的比例將達到96%，裕量極小。

結合國內運行壓水堆核電機組的運行經驗，預期14C在18個月的換料周期內產生的大部分14C將在停堆換料期間排放。如考慮AP1000和EPR機組運行時14C排放量增加的情況，如仍集中在停堆換料期間排放，將極可能超月度和季度控制值，這為我國現有GB 6249—2011規(guī)定的排放限值管理方法提出了挑戰(zhàn)。隨著我國目前三代壓水堆核電機組運行的經驗積累，應持續(xù)關注AP1000和EPR等機組的14C的排放管理及相關研究工作。

4 減少14C產生和排放的措施

通過上述美國和歐洲壓水堆核電廠流出物排放數據分析表明，氣態(tài)流出物中14C排放的平均值為246 GBq/a，液態(tài)排放的平均值為9.6 GBq/a。目前我國GB 6249—2011規(guī)定的排放限值整體上與國際上現運行核電廠的排放數據相比仍是可接受的。但是若考慮同一廠址規(guī)劃4臺以上機組，我國相應的排放限值將更趨嚴格，對于一些三代核電機組及大修期間可能的短期集中釋放的情況，可能存在超年限值和季度、月度限值的風險。在現有排放限值框架要求下，尋求減少14C的產生及排放水平的技術方法顯得尤其重要。

減少14C的產生就需要合理控制一回路中N和O的含量。如對于AP1000電廠大修期間，堆芯補水的飽和氮濃度約為14 ppm，反應堆再次啟堆期間冷卻劑中的氮濃度對于平均氮濃度的影響就比較重要，需要合理控制氮濃度。可采取在一回路抽真空充水期間將真空抽至盡量低等措施，同時抽真空也進一步降低了氧的量，進而減少啟堆期間除氧所需添加的聯氨量，有利于減少14C的產生。

關于減少14C向環(huán)境的排放，國內外已有一些研究機構開展了氣態(tài)流出物中14C的回收研究工作。例如20世紀80年代加拿大原子能有限公司(AECL)開發(fā)的石灰鼓泡吸收系統，可用于CANDU堆中慢化劑覆蓋氣體中14CO2的吸收[15]。國內方面，已有研究院所針對核電廠14C的排放特點開展了相關研究并建立了原理樣機，其對CH4和CO2中14C的處理效率均達到95%以上[16]。有關研究表明，對氣態(tài)流出物中排放的14C，可能有高達69.4%的比例來自廢氣處理系統(假定均為貯存衰變箱排放)，則僅針對廢氣處理系統的排放進行14C回收，即可減少排放量至原來的1/3水平[17]。

14C在大氣、水文、生物、醫(yī)療等領域都有著重要的應用[18]，例如，用14C研究幽門螺桿菌感染和肝病[19-20]，用14C作為示蹤劑研究農藥等在環(huán)境中的遷移和有機質轉化等[21-22]。鑒于14C的應用價值，可探討在不影響核電廠正常運行的前提下對氣態(tài)流出物中14C的回收利用，也達到了降低排放量和公眾劑量的目的，具有明顯的社會效益。

5 結論與建議

本文通過調研分析壓水堆核電廠流出物排放的14C的來源及國外壓水堆核電廠氣態(tài)和液態(tài)流出物中14C的排放水平，分析了現有GB 6249—2011中14C排放限值對這些核電廠排放量數據的包絡性，研究分析了多堆廠址、AP1000和EPR等新堆型電廠的運行需求對目前標準規(guī)定的14C排放限值管理帶來的挑戰(zhàn)，以及14C的減排技術等。

(1)國外核電廠流出物統計數據分析表明，按一臺百萬千瓦級壓水堆核電廠估算，美國和歐洲壓水堆核電廠氣態(tài)流出物排放14C的量平均為246 GBq/a，液態(tài)流出物排放14C的量為9.6 GBq/a，現GB 6249—2011中氣態(tài)流出物排放限值可以包絡96%的歐美國家排放統計值，液態(tài)流出物排放限值可以包絡100%的相應統計值。但是，對于4臺以上機組的多堆廠址，GB 6249—2011對氣態(tài)流出物中14C的單臺機組排放限值偏緊。

(2)調研了AP1000和EPR三代核電機組14C的設計排放水平，與目前在運PWR(美國)的典型值相比，AP1000和EPR兩種機型每單位功率14C產生量分別高約23%和41%，單臺機組氣態(tài)流出物中14C的排放量預期為399 GBq/a和669 GBq/a。根據GB 6249—2011的14C排放限值管理要求，同一廠址最多可以建設6臺AP1000機組和4臺EPR機組，但相應的余量非常小。

(3)同時需要關注大修期間氣態(tài)14C短期集中釋放的情況，可能會出現季度或月度排放不滿足控制值的風險。此外，還應持續(xù)關注AP1000、EPR、華龍一號、VVER等三代核電機組14C實際運行排放的情況，進一步開展相關研究(14C的化學形態(tài)、運行工況的影響等)，為建立更有效的排放管理方法提供有效支持。

(4)在保證核電廠安全運行的前提下，可考慮從源頭和資源化回收利用方面減少核電廠氣態(tài)流出物中14C向環(huán)境的排放，具有明顯的社會效益，并在一定程度上產生經濟效益。建議進一步開展14C減排技術相關研究，并進行代價-效益論證。