AP1000核電站106Ru正常運(yùn)行源項(xiàng)研究

祝兆文，方 嵐，2，劉新華，李小龍，魏方欣，蔣 婧

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

AP1000核電站106Ru正常運(yùn)行源項(xiàng)研究

祝兆文1，方 嵐1，2，劉新華1，李小龍1，魏方欣1，蔣 婧1

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

AP1000核電站一回路中106Ru的現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)遠(yuǎn)遠(yuǎn)高于其設(shè)計(jì)源項(xiàng)，其一回路活度濃度與131I相當(dāng)，既從理論計(jì)算分析不可信，又與電廠實(shí)際測(cè)量數(shù)據(jù)不符。一回路106Ru活度濃度過(guò)高，使得電廠液態(tài)流出物中106Ru及其子體106Rh占到除氚和碳-14外放射性年排放量預(yù)期值的一半以上，嚴(yán)重背離電廠運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，而且對(duì)AP1000電廠流出物監(jiān)測(cè)、環(huán)境監(jiān)測(cè)和環(huán)境影響評(píng)價(jià)造成了誤導(dǎo)。本文分析了ANSI/ANS-18.1中現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)計(jì)算方法存在的問(wèn)題，研究提出了從一回路主要核素活度濃度出發(fā)計(jì)算106Ru現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)的方法，其計(jì)算結(jié)果與M310/CPR1000、VVER-1000等國(guó)內(nèi)壓水堆電廠的現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)基本一致，能客觀反映壓水堆電廠106Ru源項(xiàng)，可供國(guó)內(nèi)AP1000核電廠源項(xiàng)計(jì)算時(shí)參考。

AP1000；源項(xiàng)；裂變產(chǎn)物；106Ru

壓水堆核電站運(yùn)行中會(huì)產(chǎn)生大量放射性核素，包括裂變產(chǎn)物，錒系元素，活化腐蝕產(chǎn)物，氚，碳-14等。其中裂變產(chǎn)物主要有兩個(gè)來(lái)源，一是燃料元件中的裂變產(chǎn)物通過(guò)包殼破損進(jìn)入主冷卻劑，二是燃料包殼表面沾污鈾及其裂變產(chǎn)物直接進(jìn)入主冷卻劑。這些核素在主冷卻劑系統(tǒng)中輸運(yùn)、遷移并進(jìn)入二回路系統(tǒng)，最終以固體廢物或氣、液態(tài)流出物的形式進(jìn)入環(huán)境，構(gòu)成了核電廠的放射性源項(xiàng)。放射性源項(xiàng)包括設(shè)計(jì)源項(xiàng)和現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)，設(shè)計(jì)源項(xiàng)是在假定設(shè)計(jì)基準(zhǔn)燃料破損率下的保守源項(xiàng)，是三廢系統(tǒng)設(shè)計(jì)和屏蔽設(shè)計(jì)的基礎(chǔ)；現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)則描述電廠燃料循環(huán)周期內(nèi)(包括預(yù)期運(yùn)行事件)放射性流出物釋放量的預(yù)期值。原則上設(shè)計(jì)源項(xiàng)應(yīng)高于現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)。

然而，對(duì)于我國(guó)新建核電站主要堆型之一的AP1000，其安全分析報(bào)告中部分放射性核素的現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)遠(yuǎn)遠(yuǎn)高于設(shè)計(jì)源項(xiàng)，其中以106Ru最為典型。106Ru為純?chǔ)滤プ兒怂?，半衰?73.6天，子體為106Rh，由于其放射性和獨(dú)特的化學(xué)性質(zhì)而在環(huán)境影響評(píng)價(jià)和嚴(yán)重事故后果分析中被作為關(guān)鍵核素，在國(guó)際上受到廣泛的關(guān)注。根據(jù)NRC公布的AP1000設(shè)計(jì)控制文件19版[1]和我國(guó)在建AP1000核電站提交的安全分析報(bào)告[2]，一回路冷卻劑中106Ru活度濃度設(shè)計(jì)值為1.7Bq/g，而現(xiàn)實(shí)值卻高達(dá)2.8E+03Bq/g。此外，如此高的現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)使得106Ru和106Rh成為液態(tài)流出物中除氚和碳-14外預(yù)期排放量最高的兩種核素，占到除氚和碳-14外放射性年排放量的一半以上[3]，但實(shí)際電廠的液態(tài)流出物中卻幾乎沒(méi)有測(cè)到這兩種核素。源項(xiàng)的準(zhǔn)確估算直接關(guān)系到環(huán)境影響評(píng)價(jià)和三廢管理系統(tǒng)設(shè)計(jì)，源項(xiàng)確定的不合理，可能導(dǎo)致設(shè)計(jì)與運(yùn)行的脫節(jié)，影響廢物最小化措施的落實(shí)，排放量申請(qǐng)值的優(yōu)化和環(huán)境影響評(píng)價(jià)的針對(duì)性等。近年來(lái)，國(guó)內(nèi)核電設(shè)計(jì)單位針對(duì)候選廠址的環(huán)境參數(shù)廣泛開(kāi)展研究，將106Ru作為AP1000的主要排放核素之一，開(kāi)展了大量工作，花費(fèi)巨大。

本文從兩種源項(xiàng)的計(jì)算方法出發(fā)，分析計(jì)算中主要參數(shù)的來(lái)源、依據(jù)，并結(jié)合不同堆型計(jì)算結(jié)果的對(duì)比，探尋AP1000核電站106Ru現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)高于設(shè)計(jì)源項(xiàng)的可能原因，并提出了從一回路主要核素活度濃度出發(fā)計(jì)算106Ru等核素現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)的方法，供新建電廠作參考。

1 AP1000裂變產(chǎn)物源項(xiàng)的計(jì)算方法

1.1 裂變產(chǎn)物設(shè)計(jì)源項(xiàng)

AP1000一回路設(shè)計(jì)源項(xiàng)的基本假設(shè)是正常運(yùn)行期間燃料預(yù)期會(huì)發(fā)生0.25%的包殼破損，且破損燃料棒均勻分布在整個(gè)堆芯中。

計(jì)算的核心是求解一組核素由包殼破損進(jìn)入冷卻劑、核素衰變、充排水和除鹽床凈化等因素的耦合常微分方程。方程組的初始條件是隨時(shí)間變化的堆芯積存量，由ORIGEN-S程序給出。解方程所需的參數(shù)分為三組：第一組是核素由燃料芯塊向冷卻劑的逃脫率系數(shù)，采用20世紀(jì)60年代西屋公司的實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)；第二組是凈化系統(tǒng)參數(shù)，即描述凈化系統(tǒng)對(duì)核素的去除效率；第三組是反應(yīng)堆設(shè)計(jì)參數(shù)，如堆芯熱功率密度、冷卻劑質(zhì)量和硼濃度變化情況等。

求解上述常微分方程組，即可得到任意時(shí)刻一回路冷卻劑中各種裂變產(chǎn)物核素的活度濃度，對(duì)每種核素的活度濃度值取上限，即為設(shè)計(jì)源項(xiàng)的值。由此計(jì)算出的一回路冷卻劑中106Ru活度濃度設(shè)計(jì)值為1.7Bq/g。

1.2 裂變產(chǎn)物現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)

AP1000根據(jù)ANSI/ANS-18.1《輕水堆正常運(yùn)行源項(xiàng)》[4，5]給出的方法計(jì)算現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)。對(duì)于設(shè)計(jì)相似的待算電廠和參考電廠，現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)存在如下關(guān)系：

c=f·cref

(1)

這里，c和cref分別為待算電廠和參考電廠一回路放射性核素的活度濃度，后者根據(jù)20世紀(jì)六七十年代美國(guó)電廠實(shí)測(cè)數(shù)據(jù)得到；f為調(diào)整因子，反映了兩個(gè)電廠各系統(tǒng)設(shè)計(jì)上的差異。從式(1)計(jì)算出的AP1000一回路冷卻劑中106Ru現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)為2.8E+03Bq/g。由式(1)可見(jiàn)，計(jì)算現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)的關(guān)鍵是確定參考電廠的現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)和待算電廠的調(diào)整因子。

2 106Ru現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)存在問(wèn)題的分析

2.1 四種堆型數(shù)據(jù)的對(duì)比

近年我國(guó)新建的核電廠主要包括M310/ CPR1000、VVER、EPR和AP1000四種堆型，表1給出了這幾種堆型103Ru、106Ru和131I的堆芯積存量、一回路設(shè)計(jì)源項(xiàng)和現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)[5-8]。

表1 131I，103Ru和106Ru的堆芯積存量、一回路活度濃度典型值

從表1數(shù)據(jù)可以看出，雖然計(jì)算四種堆型的堆芯積存量所使用的程序各有不同，但計(jì)算結(jié)果在誤差范圍內(nèi)符合得較好，131I的堆芯積存量均高于106Ru。對(duì)M310/CPR1000、VVER和EPR堆型，131I的一回路設(shè)計(jì)源項(xiàng)和現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)均遠(yuǎn)遠(yuǎn)高于106Ru；而AP1000堆型則不同，106Ru的現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)高于133I，且106Ru的現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)為其設(shè)計(jì)源項(xiàng)的1647倍，顯然是不合理的。

由于131I堆芯積存量高于106Ru，131I的逃逸率系數(shù)為1.3E-08/s，106Ru的逃逸率系數(shù)為1.6E-12/s，而兩種核素在一回路的去污因子相同，二者一回路活度濃度達(dá)到同一量級(jí)也是不合理的。此外，從法國(guó)N4電廠和我國(guó)秦山等電廠的運(yùn)行數(shù)據(jù)看，一回路中可以測(cè)到131I，但沒(méi)有測(cè)出106Ru。

另一方面，從液態(tài)流出物排放量來(lái)看，M310/CPR1000、VVER和EPR堆型電廠的液態(tài)流出物中106Ru占除氚和碳-14外總排放量的份額極低，不足十萬(wàn)分之一[5-7]。AP1000電廠根據(jù)ANSI/ANS-18.1-1984/1999計(jì)算出的液態(tài)流出物中106Ru及其子體106Rh排放量均高達(dá)2.07GBq/a，而液態(tài)流出物中除氚和碳-14外的總排放量為7.40GBq/a[3]，106Ru和106Rh的貢獻(xiàn)已經(jīng)過(guò)半，這個(gè)結(jié)論顯然是與實(shí)際情況不符的。

可見(jiàn)，一回路活度濃度高達(dá)2.8E+03Bq/g的106Ru現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)置信度是很低的。換句話說(shuō)，基于20世紀(jì)六七十年代美國(guó)電廠運(yùn)行數(shù)據(jù)的ANSI/ANS-18.1-1984/1999中所提供的106Ru現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)參考值是需要重新審視的。

2.2 ANSI/ANS-18.1數(shù)據(jù)溯源

從AP1000現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)的計(jì)算過(guò)程可以看出，計(jì)算結(jié)果取決于參考電廠核素活度濃度和調(diào)整因子。進(jìn)一步的計(jì)算顯示，調(diào)整因子的數(shù)值在0.74～3.23之間[3]。因此，調(diào)整因子的準(zhǔn)確度并不至于導(dǎo)致現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)計(jì)算結(jié)果產(chǎn)生較大的量級(jí)變化，106Ru現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)的問(wèn)題更可能是由于ANSI/ANS-18.1提供的參考值不合理。下面從參考電廠核素活度濃度出發(fā)分析106Ru現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)過(guò)高的原因。

AP1000現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)計(jì)算中使用了NUREG-0017 PWR-GALE程序[9]，該程序所采用的計(jì)算模型和參考電廠核素活度濃度值與ANSI/ANS-18.1-1984相同。NUREG-0017中的放射性核素主冷卻劑活度濃度基于1972—1979年間運(yùn)行電廠反饋數(shù)據(jù)、美國(guó)NRC對(duì)Ft. Calhoun電廠、Zion1&2號(hào)機(jī)組、Turkey Point 3&4機(jī)組、Rancho Seco電廠、Prairie Island1&2號(hào)機(jī)組的測(cè)量數(shù)據(jù)，以及EPRI對(duì)Three Mile Island1號(hào)機(jī)組和Calver Clisffs等電廠的測(cè)量數(shù)據(jù)。該導(dǎo)則給出的106Ru主冷卻劑活度濃度參考值為3.3E+03Bq/g，然而106Ru的數(shù)據(jù)僅來(lái)自于Zion1&2號(hào)機(jī)組，其他各電廠均沒(méi)有該核素的數(shù)據(jù)報(bào)告。

Zion電廠1&2號(hào)機(jī)組是設(shè)計(jì)電功率為1040MW的四環(huán)路壓水堆，分別于1973年11月和1974年9月投入運(yùn)行，后于1998年6月關(guān)閉。作為運(yùn)行電廠測(cè)量項(xiàng)目的一部分，NRC在1976年7月-1977年7月對(duì)該電廠正常運(yùn)行期間的放射性源項(xiàng)進(jìn)行了測(cè)量[9，10]，表2整理出了一回路冷卻劑中131I，103Ru和106Ru的所有原始測(cè)量數(shù)據(jù)。

表2 Zion電廠主冷卻劑中131I，103Ru和106Ru活度濃度測(cè)量數(shù)據(jù)(Bq/g)

續(xù)表

注：*未測(cè)出該核素，以探測(cè)限表示；**無(wú)報(bào)告數(shù)據(jù)。

從表2數(shù)據(jù)可以看出，131I的活度濃度相對(duì)穩(wěn)定，數(shù)據(jù)分布集中，Zion電廠根據(jù)ANSI/ANS-18.1-1984的前身ANSI-N237/ANS- 18.1-1976所計(jì)算出131I現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)與實(shí)測(cè)數(shù)據(jù)比較吻合。Ru的測(cè)量數(shù)據(jù)則較為離散，且僅有1977年6月16日2號(hào)機(jī)組的一個(gè)樣品中測(cè)出了具體的106Ru活度濃度值(3.18±0.22)E+03Bq/g，其他樣品的測(cè)量結(jié)果或者低于探測(cè)限，或者無(wú)測(cè)量數(shù)據(jù)。從統(tǒng)計(jì)學(xué)角度看，有效數(shù)據(jù)的樣本數(shù)僅為1，置信度非常低。

與后續(xù)發(fā)布的1984版和1999版相比，ANSI-N237/ANS-18.1-1976提供的103Ru和106Ru現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)參考值要小得多，據(jù)其計(jì)算出的Zion電廠兩種核素的一回路現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)分別為1.55Bq/g和3.48E-01Bq/g。正是Zion僅有的這一個(gè)測(cè)量數(shù)據(jù)，被其后發(fā)布的ANSI/ANS- 18.1-1984版和1999版作為106Ru一回路現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)參考值，與1976版相比陡增4個(gè)量級(jí)，繼而對(duì)后續(xù)電廠的源項(xiàng)計(jì)算產(chǎn)生了重大影響。由于美國(guó)自1978年之后至今再無(wú)新建核電廠，NRC也一直未對(duì)這個(gè)參考值的合理性作進(jìn)一步考慮。

2.3103Ru和106Ru現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)比較

一回路冷卻劑中的裂變產(chǎn)物通過(guò)包殼破損進(jìn)入冷卻劑，而去除途徑則為衰變和凈化。其活度濃度隨時(shí)間的變化可以由以下常微分方程描述：

(2)

其中，c為放射性核素活度濃度；

s為系統(tǒng)內(nèi)放射性核素產(chǎn)生率(包括由本系統(tǒng)產(chǎn)生的或由其他系統(tǒng)流入的)；

m為冷卻劑總質(zhì)量；

λ為放射性核素的衰變常數(shù)；

β為系統(tǒng)內(nèi)由于除鹽、過(guò)濾及泄漏等原因(不包括核素的衰變作用)所導(dǎo)致的放射性核素的去除率。

一般情況下，可以認(rèn)為燃料循環(huán)開(kāi)始時(shí)刻冷卻劑中核素活度濃度約為0，由此初始條件可得方程的解為：

(3)

系統(tǒng)運(yùn)行一段時(shí)間后，冷卻劑中大部分核素活度濃度達(dá)到平衡值：

(4)

一回路冷卻劑中的裂變產(chǎn)物通過(guò)包殼破損進(jìn)入冷卻劑，而去除途徑則為衰變和凈化。冷卻劑中核素的生成率s、逃逸率系數(shù)k和堆芯積存量I的關(guān)系為：

s=k·I

(5)

將式(5)帶入式(4)，即可得兩種核素活度濃度比為：

(6)

對(duì)于核素103Ru和106Ru，二者逃脫率系數(shù)相同，核素去除率β均為9.81E-02h-1，衰變常數(shù)λ分別為7.35E-04h-1和7.84E-05h-1，即β?λ。因此，式(6)可以簡(jiǎn)化為：

(7)

即任意時(shí)刻一回路中103Ru和106Ru的活度濃度比為該時(shí)刻二者的堆芯積存量之比。典型的壓水堆Ru堆芯積存量隨燃耗變化的情況如圖1所示[11]，具體的計(jì)算結(jié)果會(huì)因電廠參數(shù)而異，但其變化趨勢(shì)是基本相同的。

圖1 103Ru和106Ru堆芯積存量隨燃耗的變化Fig.1 Core inventories of 103Ru and 106Ru

可見(jiàn)在整個(gè)燃料循環(huán)周期內(nèi)，任意時(shí)刻一回路103Ru的活度濃度恒大于106Ru，這一點(diǎn)在表1中也得到了印證。因此，Zion電廠在1977年6月16日的取樣測(cè)量結(jié)果<3.7Bq/g(103Ru)和(3.18±0.22)E+03Bq/g(106Ru)中，至少有一個(gè)數(shù)據(jù)是錯(cuò)誤的。將其作為ANSI/ANS-18.1-1984/1999中的參考值，置信度是很低的。

3 建議的計(jì)算方法

由上節(jié)分析可知，ANSI-18.1-1984/1999給出的106Ru參考值置信度較低，導(dǎo)致其現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)過(guò)于保守。鑒于到目前為止還沒(méi)有運(yùn)行電廠提供新的106Ru一回路數(shù)據(jù)，可以用式(6)建立106Ru和一回路主要核素(如I、131I當(dāng)量、Xe、Mo、Cs等)之間的關(guān)系。這些核素為一回路日常取樣測(cè)量中的必測(cè)核素，在電廠的實(shí)際運(yùn)行中積累了大量的數(shù)據(jù)，足以涵蓋幾乎所有可能的正常運(yùn)行工況；從統(tǒng)計(jì)角度看，其數(shù)據(jù)量之大也保證了很高的置信度。因此，用式(6)來(lái)確定106Ru現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)是科學(xué)可行的方法。

將AP1000堆型電廠106Ru和一回路主要核素的去除率、逃脫率系數(shù)和堆芯積存量參數(shù)[1，2]代入式(6)，即可計(jì)算給出平衡時(shí)106Ru與這些核素的活度濃度之比，并進(jìn)而從各核素的現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)出發(fā)計(jì)算得到106Ru的現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)，計(jì)算結(jié)果見(jiàn)表3。此處所用的各核素活度濃度根據(jù)ANSI/ANS-18.1-1984推算得出[1，2]。

表3 利用一回路主要核素現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)計(jì)算出的106Ru現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)

表3數(shù)據(jù)中，從一回路主要核素活度濃度出發(fā)計(jì)算出的106Ru現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)最大為3.31Bq/g，平均值為6.77E-01Bq/g。不同核素計(jì)算出的結(jié)果不同是必然的，因?yàn)锳NSI/ANS-18.1-1984的參考值是多個(gè)電廠的統(tǒng)計(jì)平均，而且每個(gè)核素的數(shù)據(jù)也可能來(lái)自不同的電廠。但無(wú)論從哪種核素出發(fā)，計(jì)算得出的106Ru現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)都比原來(lái)的2.8E+03Bq/g更加合理。保守考慮，可以取包絡(luò)值3.31Bq/g。

另一方面，由于ANSI/ANS-18.1-1984所提供的參考值源自20世紀(jì)六七十年代美國(guó)電廠的測(cè)量數(shù)據(jù)，本身就非常保守。例如，由ANSI/ANS-18.1-1984推算出的AP1000一回路131I當(dāng)量高達(dá)3.78E+03Bq/g，而事實(shí)上，根據(jù)美國(guó)核電廠1980s—1990s運(yùn)行數(shù)據(jù)，一回路131I當(dāng)量平均值約為3.6E+02Bq/g，法國(guó)電廠在20世紀(jì)80年代該值為5.5E+02Bq/g，在20世紀(jì)90年代該值降低為1.0E+02Bq/g，我國(guó)大亞灣核電基地在20世紀(jì)頭10年期間該值僅為6.0E+01Bq/g?？梢?jiàn)，ANSI/ANS-18.1-1984用于指導(dǎo)新建電廠時(shí)是過(guò)于保守的，不能充分反映元件制造材料、工藝和水化學(xué)管理等方面的改進(jìn)。

如果根據(jù)ANSI/ANS18.1-1999的參考值進(jìn)行計(jì)算，AP1000一回路131I當(dāng)量活度濃度約為3.26E+02Bq/g，則由此推算出的106Ru現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)約為1.15E-02Bq/g，與M310/CPR1000和VVER的現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)基本一致。計(jì)算結(jié)果更加接近電廠實(shí)際運(yùn)行情況，對(duì)三廢系統(tǒng)設(shè)計(jì)和環(huán)境影響評(píng)價(jià)也將更具指導(dǎo)意義。

4 結(jié)論和建議

AP1000一回路106Ru現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)和131I相當(dāng)，從理論計(jì)算分析是不可信的。如此高的現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)也使得106Ru和106Rh在液態(tài)流出物中占到除氚和碳-14外放射性年排放量的一半以上，但實(shí)際電廠的液態(tài)流出物中卻幾乎沒(méi)有測(cè)到這兩種核素。無(wú)論從理論分析，還是從運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)數(shù)據(jù)看，106Ru的現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)都是不合理的。

另一方面，NUREG-0017和ANSI/ANS-18.1所提供的參考電廠一回路冷卻劑106Ru活度濃度僅由Zion1&2號(hào)機(jī)組的測(cè)量數(shù)據(jù)得出，其他電廠均無(wú)測(cè)量數(shù)據(jù)。而且，NRC對(duì)Zion1&2的測(cè)量中，僅有一組有效數(shù)據(jù)，從統(tǒng)計(jì)學(xué)角度看置信度非常低。

此外，理論計(jì)算顯示整個(gè)燃料循環(huán)周期內(nèi)任意時(shí)刻一回路103Ru的活度濃度恒大于106Ru，Zion1&2號(hào)機(jī)組的測(cè)量結(jié)果與此不符，測(cè)量數(shù)據(jù)很有可能錯(cuò)誤。

綜上所述，AP1000依據(jù)ANSI/ANS-18.1-1984/1999計(jì)算出的106Ru現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)太過(guò)于保守，且置信度很低。

可以利用106Ru和一回路主要核素(如I、131I劑量當(dāng)量、Xe、Mo和Cs等)之間的關(guān)系來(lái)計(jì)算106Ru現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)。由于這些核素的測(cè)量數(shù)據(jù)量足夠大，其取值具有足夠的包絡(luò)性和置信度，計(jì)算出的106Ru活度濃度也更加“現(xiàn)實(shí)”。此方法可以作為新建電廠源項(xiàng)計(jì)算的一種參考。

[1] Westinghouse Electric Corporation. AP1000 Design Control Document，Revision 19 [R]. 2011-03-13.

[2] 上海核工程研究設(shè)計(jì)院. 三門(mén)核電一期工程1&2號(hào)機(jī)組最終安全分析報(bào)告[R]. 2012-09.

[3] 上海核工程研究設(shè)計(jì)院. SMG-GX-GLR-541，正常運(yùn)行向環(huán)境排放的放射性源項(xiàng)分析專(zhuān)題報(bào)告[R]. 2011-11.

[4] American National Standards Institute & American Nuclear Society. ANSI/ANS-18.1-1984：Radioactive Source Term for Normal Operations of Light Water Reactors[S]. 1984.

[5] American National Standards Institute & American Nuclear Society. ANSI/ANS-18.1-1999：Radioactive Source Term for Normal Operations of Light Water Reactors[S]. 1999.

[6] 中國(guó)核電工程有限公司. 福清核電廠一期工程1&2號(hào)機(jī)組最終安全分析報(bào)告[R]. 2011.

[7] 中核集團(tuán)江蘇核電有限公司. 田灣核電廠1&2號(hào)機(jī)組最終安全分析報(bào)告[R]. 2010.

[8] 臺(tái)山核電有限公司. 臺(tái)山核電廠1&2號(hào)機(jī)組最終安全分析報(bào)告[R]. 2012.

[9] Nuclear Regulatory Commission. NUREG-0017：Calculation of Releases of Radioactive Materials in Gaseous and Liquid Effluents from Pressurized Water Reactors[S]. 1985.

[10] Nuclear Regulatory Commission. NUREG CR-0715：In-Plant Source Term Measurements At Zion Station[S]. 1979.

[11] 環(huán)境保護(hù)部核與輻射安全中心. EPR三代核電核安全技術(shù)課題聯(lián)合研究報(bào)告：運(yùn)營(yíng)電站經(jīng)驗(yàn)反饋源項(xiàng)與計(jì)算源項(xiàng)對(duì)比分析研究[R]. 2014.

A study on106Ru realistic source term of AP1000

ZHU Zhao-wen1，F(xiàn)ANG Lan1，2，LIU Xin-hua1，LI Xiao-long1,WEI Fang-xin1，JIANG Jing1

(1.Nuclear and Radiation Safety Center，Beijing 100082；2. CNNC Nuclear Power Operations Management Co.，Ltd，Haiyan Zhejiang 314300)

The expected activity of106Ru in primary coolant for AP1000 nuclear power plant is dramatically higher than its design value and reaches the same level of131I，which is both theoretically irrational and far away from the operational experience. The deduced annual releases of106Ru and its daughter nuclide106Rh in liquid effluent together contribute over the half of the total releases of liquid effluent except Tritium and Carbon-14. This conclusion severely deviates from the feedback of operating plants and would mislead the effluents monitoring，environmental monitoring and environmental impact evaluation either. Here we analyze the model and parameters provided in ANSI/ANS-18.1 and develop a new approach to calculate the realistic source term of106Ru in primary coolant from that of other key radionuclides. The results are consistent with that of other reactor types，such as M310/CPR1000 and VVER-1000，and could be referenced in plant design.

AP1000；Source term；Fission product；106Ru

2015-4-22

國(guó)家重大專(zhuān)項(xiàng)CAP1400安全評(píng)審技術(shù)及獨(dú)立驗(yàn)證試驗(yàn)子課題12現(xiàn)實(shí)源項(xiàng)和設(shè)計(jì)源項(xiàng)的研究(2011ZX06002-10)資助

祝兆文(1985—)，男，甘肅金昌人，核物理專(zhuān)業(yè)碩士，工程師，主要從事放射性廢物管理研究

TL4

A

0258-0918(2016)04-0520-07