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

核岛厂房通风系统中放射性来源于放射性
液体的泄漏和开放水面的蒸发。在实际设计过
程 中 ，由 于 厂 房 中 设 备 众 多 且 泄 漏 不 固 定 ，往 往
难以获得比较精确的泄漏率数据。在这种情况
下也可采用归一化泄漏系数的方式以评估通过
核岛厂房通风系统向环境的放射性释放。归一
化泄漏系数定义为通过厂房通风系统向环境的
第４７卷 增 刊 ２０１３年６月
原子能科学技术 Ａｔｏｍｉｃ Ｅｎｅｒｇｙ Ｓｃｉｅｎｃｅ ａｎｄ Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ
Ｖｏｌ．４７，Ｓｕｐｐｌ． Ｊｕｎ．２０１３
压水堆核电站运行Hale Waihona Puke 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）
间以 及 各 项 设 备 对 其 的 总 去 污 因 子，可 分 析 得
到在产生源头至环境过程中该股流体中放射性
核素 的 去 除 情 况，考 虑 对 所 有 向 环 境 排 放 的 流
体对 时 间 的 积 分，可 得 到 在 运 行 状 态 下 以 气 态
或液态方式向环境释放的放射性核素总量。
根据以上分 析，对 于 在 运 行 状 态 下 以 气 态
１ 气 液 态 放 射 性 流 出 物 源 项 计 算 基 准
运行状态下气液态放射性流出物源项计算 基准 包 括 两 部 分：一 回 路 冷 却 剂 源 项 和 机 组 运 行状态。一般而 言，气 液 态 放 射 性 流 出 物 源 项 设计值计算所基于的一回路冷却剂源项为考虑 ０．２５％或１％ 的 燃 料 包 壳 破 损 率 情 况 下 的 值， 所基于的机组运行状态为考虑基于运行经验反 馈得出的运行状况较恶劣的情况。而预期值计 算所基于的一回路冷却剂源项为接近机组实际 运行 水 平 的 值，所 基 于 的 机 组 运 行 状 态 为 机 组 的平均运行状态。
（ ） λ＋ＱＡＰＧ
ＤＦＤＡＦＰＧＡＰ－Ｇ １＋
ＦＨ·ＱＶＶＰ ＭＳＧ
其中：Ｑｌｅａｋ（ｔ）为 厂 房 中 一 回 路 冷 却 剂 泄 漏 率； ＣＲＣＰｉ（ｔ）为 一 回 路 冷 却 剂 中 核 素ｉ 的 放 射 性 浓 度；ＰＦ 为汽水分配因子。
在冷却剂泄 漏 率 未 知、归 一 化 泄 漏 系 数 已
知 的 情 况 下 ，式 （１）可 改 为 如 下 形 式 ：
一回路冷却剂向二回路的泄漏。泄漏到二回路
中的 放 射 性 核 素 通 过 汽 水 分 配 和 迁 移，扩 散 至 二回路系 统 蒸 汽、给 水 和 蒸 汽 发 生 器 水 相 中。 在二 回 路 系 统 中，不 可 避 免 地 存 在 蒸 汽 泄 漏 和
给水泄漏。冷凝器的真空系统也将带走蒸汽中 的放射性。蒸汽发生器的排污水也存在不回收 利用而排放的情况。以上构成了放射性核素以
对于任意一 股 向 环 境 排 放 的 流 体，必 然 有 其初始的来 源。 对 于 气 态 流 体，这 个 来 源 可 以 是厂房中某一放射性液体泄漏产生的一股带放 射性 的 空 气，也 可 以 是 对 于 贮 存 放 射 性 液 体 的 储罐扫 气 产 生 的 一 股 含 氢 废 气。 对 于 液 态 流 体，这 个 来 源 可 以 是 废 液 处 理 系 统 收 集 的 一 股 放射 性 废 液，也 可 以 是 由 于 排 氚 需 要 而 从 一 回 路冷却剂系统排出的一股冷却剂。根据其初始 的来 源 以 及 流 出 物 源 项 计 算 的 基 准 源 项，可 分 析得到该流体内初始的放射性浓度和活度。考 虑该股流体从产生源头至环境过程中的衰变时
放射性年释放总量与一回路冷却剂放射性浓度
的比值。该系数需通过在役同类型核电厂的大
量实测数据分析得出。
由此，在已知 厂 房 内 冷 却 剂 泄 漏 率 的 情 况
下 ，式 （１）可 表 达 为 如 下 形 式 ：
∫ Ａｉ（ｔ）＝ ｔ０Ｑｌｅａｋ（ｔ）ＣＲＣＰｉ（ｔ）·ＰＦ·ｅＤ－λＦｔ１εｄｔ （３）
或液 态 方 式 向 环 境 释 放 的 放 射 性 核 素 总 量，可
建立如下计算公式：
∫ Ａｉ（ｔ）＝ ｔ０Ｑ（ｔ）Ｃｉ（ｔ）ｅＤ－λＦｔ１εｄｔ
（１）
其中：Ｑ（ｔ）为 向 环 境 的 气 态 或 液 态 释 放 流 量；
Ｃｉ（ｔ）为 向 环 境 的 气 态 或 液 态 释 放 流 来 源 中 的 放 射性浓度；ｔ１为 排 出 流 在 释 放 前 的 衰 变 时 间；ＤＦ 为排出流在释放前总的去污因子；ε为排放份额。
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 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 电 站 实 测 值 进 行 了 比 较 。 比 较 结 果 表 明 ，模 型 计 算 结 果 可 包 络 实 测 值 ，计 算 模 型 具 有 一 定 的 保 守 性 。 关 键 词 ：压 水 堆 ；气 液 态 放 射 性 流 出 物 ；源 项 中图分类号：ＴＬ９２９ 文献标志码：Ａ 文章编号：１０００－６９３１（２０１３）Ｓ０－０１９７－０５ ｄｏｉ：１０．７５３８／ｙｚｋ．２０１３．４７．Ｓ０．０１９７
气态或液态方式通过二回路系统向环境排放的 具体途径。
对于蒸汽发 生 器 排 污 水，其 放 射 性 浓 度 等
同于蒸汽发生器水相的放射性浓度。考虑二回 路系 统 中 放 射 性 核 素 的 迁 移 和 扩 散，可 建 立 蒸
汽发生器水相和液相中非惰性气体核素的放射
性浓度计算公式：
ｄＣＣｄＯｔＮｉ（ｔ）＝ Ｑｓｇｌｅａｋ（ｔＭ）ＣＳＧＲＣＰｉ（ｔ）－
Ｒｅｓｅａｒｃｈ ｏｎ Ｃａｌｃｕｌａｔｉｏｎ ｏｆ Ｇａｓｅｏｕｓ ａｎｄ Ｌｉｑｕｉｄ Ｒａｄｉｏａｃｔｉｖｅ Ｒｅｌｅａｓｅ Ｄｕｒｉｎｇ Ｎｏｒｍａｌ Ｏｐｅｒａｔｉｏｎ ｆｏｒ Ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ Ｗａｔｅｒ Ｒｅａｃｔｏｒ Ｐｌａｎｔ
ＬＶ Ｗｅｉ－ｆｅｎｇ，ＸＩＯＮＧ Ｊｕｎ，ＴＡＮＧ Ｓｈａｏ－ｈｕａ，ＬＩＵ Ｊｉｅ
废气处理系统的放射性废气来自于一回路
冷却剂系统和其他含放射性液体的罐体的吹扫
以及对于放射性冷却剂的除气。根据吹扫或除 气的 冷 却 剂 中 放 射 性 浓 度，考 虑 适 当 的 汽 水 分 配因子即可得到产生的废气中放射性浓度。
２．５ 二 回 路 系 统 的 考 虑 二回路系统的放射性来源于蒸汽发生器处
考虑到在计算时存在流量和浓度难以计算
得 出 但 总 活 度 较 清 晰 的 情 况 ，式 （１）可 修 改 为 如
下形式：
∫ Ａｉ（ｔ）＝ ｔ０Ａ′ｉ（ｔ）ｅＤ－λＦｔ１εｄｔ
（２）
其中，Ａ′ｉ（ｔ）为向环境的气态 或 液 态 释 放 流 来 源 中的放射性总活度。
２．３ 核 岛 厂 房 通 风 系 统 的 考 虑
Ａｉ（ｔ）＝
ＣＲＣＰｉ（ｔ）ＲＮ ＤＦ
（４）
其 中，ＲＮ 为 厂 房 中 核 素 的 归 一 化 泄 漏 系 数，
增 刊 吕 炜 枫 等 ：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
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（Ｂｑ／ａ）／（Ｂｑ／ｇ）。 ２．４ 废 气 处 理 系 统 的 考 虑
运行状态下气液态放射性流出物源项是压 水堆 核 电 站 安 审 和 环 评 的 重 点 关 注 问 题，随 着 ＧＢ ６２４９—２０１１的正 式 发 布，气 液 态 放 射 性 流
出物 排 放 标 准 更 加 严 格，气 液 态 放 射 性 流 出 物 源项也引起越来越多的重视。本文研究压水堆 核电站运行状态下气液态放射性流出物源项的
收 稿 日 期 ：２０１２－１２－３０；修 回 日 期 ：２０１３－０１－３１ 作 者 简 介 ：吕 炜 枫 （１９８３— ），男 ，浙 江 绍 兴 人 ，工 程 师 ，硕 士 ，从 事 核 电 站 辐 射 防 护 设 计 研 究
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原 子 能 科 学 技 术 第４７卷
计算 模 型，对 计 算 模 型 中 不 同 的 考 虑 进 行 分 析 和论 证，采 用 ＣＰＲ１０００ 机 型 的 设 计 参 数 计 算 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 电 站 实 测 值 比 较 。
（Ｃｈｉｎａ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ Ｄｅｓｉｇｎ Ｃｏｍｐａｎｙ，Ｌｔｄ．，Ｓｈｅｎｚｈｅｎ５１８０５７，Ｃｈｉｎａ）
Ａｂｓｔｒａｃｔ： Ｔｈｅ ｇａｓｅｏｕｓ ａｎｄ ｌｉｑｕｉｄ ｒａｄｉｏａｃｔｉｖｅ ｒｅｌｅａｓｅ ｄｕｒｉｎｇ ｎｏｒｍａｌ ｏｐｅｒａｔｉｏｎ ｉｓ ｔｈｅ ｓｏｕｒｃｅ ｏｆ ｅｎｖｉｒｏｎｍｅｎｔａｌ ｉｍｐａｃｔ ａｓｓｅｓｓｍｅｎｔ ｆｏｒ ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ ｗａｔｅｒ ｒｅａｃｔｏｒ （ＰＷＲ）ｐｌａｎｔ． Ｔｈｅ ｇｅｎｅｒａｌ ｃａｌｃｕｌａｔｉｏｎ ｍｏｄｅｌ ｏｆ ｇａｓｅｏｕｓ ａｎｄ ｌｉｑｕｉｄ ｒａｄｉｏａｃｔｉｖｅ ｒｅｌｅａｓｅ ｆｏｒ ＰＷＲ ｐｌａｎｔ ｗａｓ ｅｓｔａｂｌｉｓｈｅｄ ａｃｃｏｒｄｉｎｇ ｔｏ ｔｈｅ ｒｅｓｅａｒｃｈ ｏｎ ｔｈｅ ｒｅｌｅａｓｅ ｐａｔｈｗａｙｓ ａｎｄ ｃａｌｃｕｌａｔｉｏｎ ｂａｓｉｓ， ａｎｄ ｔｈｅ ｍａｉｎ ｉｎｆｌｕｅｎｃｉｎｇ ｆａｃｔｏｒｓ ｗｅｒｅ ａｎａｌｙｚｅｄ．Ｂａｓｉｎｇ ｏｎ ｔｈｅ ｅｓｔａｂｌｉｓｈｅｄ ｃａｌｃｕｌａｔｉｏｎ ｍｏｄｅｌ ａｎｄ ｔｈｅ ｄｅｓｉｇｎ ｄａｔａ ｏｆ ＣＰＲ１０００，ｔｈｅ ｅｘｐｅｃｔｅｄ ｖａｌｕｅ ｏｆ ｇａｓｅｏｕｓ ａｎｄ ｌｉｑｕｉｄ ｒａｄｉｏａｃｔｉｖｅ ｒｅｌｅａｓｅ ｆｏｒ ＣＰＲ１０００ｗａｓ ｃａｌｃｕｌａｔｅｄ ａｎｄ ｃｏｍｐａｒｅｄ ｗｉｔｈ ｔｈｅ ｅｘｐｅｒｉｍｅｎｔａｌ ｄａｔａ ｏｆ Ｄａｙａ Ｂａｙ ａｎｄ Ｌｉｎｇ’ａｏ Ｎｕｃｌｅａｒ Ｐｏｗｅｒ Ｓｔａｔｉｏｎｓ．Ｔｈｅ ｃｏｍｐａｒｉｓｏｎ ｒｅｓｕｌｔｓ ｓｈｏｗ ｔｈａｔ ｔｈｅ ｃａｌｃｕｌａｔｅｄ ｖａｌｕｅ ｉｓ ｌａｒｇｅｒ ｔｈａｎ ｔｈｅ ｅｘｐｅｒｉｍｅｎｔａｌ ｄａｔａ ａｎｄ ｔｈｅ ｅｓｔａｂｌｉｓｈｅｄ ｃａｌｃｕｌａｔｉｏｎ ｍｏｄｅｌ ｉｓ ｃｏｎｓｅｒｖａｔｉｖｅ． Ｋｅｙ ｗｏｒｄｓ：ｐｒｅｓｓｕｒｉｚｅｄ ｗａｔｅｒ ｒｅａｃｔｏｒ；ｇａｓｅｏｕｓ ａｎｄ ｌｉｑｕｉｄ ｒａｄｉｏａｃｔｉｖｅ ｒｅｌｅａｓｅ；ｓｏｕｒｃｅ ｔｅｒｍ