AP1000機(jī)組放射性氣載流出物相關(guān)處理系統(tǒng)及環(huán)境影響分析

楊浩然

【摘 要】在核電廠正常運(yùn)行期間，會(huì)產(chǎn)生一定的放射性氣載流出物，因此有必要對(duì)放射性氣載流出物進(jìn)行處理，確保最終釋放到環(huán)境中的總量及濃度滿足國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)和廢物最小化的要求，以保護(hù)公眾和環(huán)境。本文簡(jiǎn)要對(duì)核電廠放射性氣載流出物的來(lái)源及處理方法進(jìn)行介紹，重點(diǎn)就AP1000核電機(jī)組放射性氣載流出物處理的相關(guān)系統(tǒng)進(jìn)行介紹，并就放射性氣載流出物對(duì)環(huán)境的影響進(jìn)行分析。

【關(guān)鍵詞】放射性；氣載流出物；處理系統(tǒng)；環(huán)境影響

The Radioactive Airborne Effluents Treatment Related Systems and Environmental Impact Analysis of AP1000 Nuclear Power Unit

YANG Hao-ran

（CNNC Liaoning Nuclear Power Co.， Ltd.， Xingcheng Liaoning 125100， China）

【Abstract】During the operation of nuclear power plant， will produce certain radioactive airborne effluents. In order to protect the public and the environment， the radioactive airborne effluents should be processed to ensure the total emissions and concentration meet the requirements of national standards and waste minimization， before release into the environment. This paper brief present the sources of radioactive airborne effluents and treatment methods of nuclear power plant， mainly introduce the related treatment systems of radioactive airborne effluents of AP1000 nuclear power unit， and the radioactive airborne effluents impact on the environment is also analyzed.

【Key words】Radioactivity； Airborne effluent； Treatment system； Environmental impact

0 前言

放射性氣載流出物是核電廠運(yùn)行期間產(chǎn)生的三類放射性廢物之一，該類廢物的處理設(shè)施是核電廠重要的環(huán)保設(shè)施之一，對(duì)實(shí)現(xiàn)放射性廢物最小化和減少放射性氣態(tài)流出物對(duì)環(huán)境的影響至關(guān)重要。為此，本文就當(dāng)前AP1000核電機(jī)組放射性氣載流出物相關(guān)處理系統(tǒng)進(jìn)行介紹，并就處理后對(duì)環(huán)境的影響進(jìn)行分析。

1 核電廠放射性氣載流出物的來(lái)源及處理方法簡(jiǎn)介

核電廠放射性氣載流出物主要來(lái)源于反應(yīng)堆運(yùn)行產(chǎn)生的裂變產(chǎn)物、活化產(chǎn)物以及設(shè)備檢修和其它放射性操作產(chǎn)生的放射性氣溶膠和放射性碘等。一般核電廠主要考慮的放射性氣載流出物包括放射性氣溶膠、放射性碘、惰性氣體、14C、3H等。

對(duì)放射性氣載流出物的處理要確保在有控制地排入大氣之前，從中分離或除去放射性組分、化學(xué)污染物，使之符合排放要求，并保證放射性廢氣中核素的排放量不超過國(guó)家規(guī)定的排放控制值和企業(yè)申請(qǐng)?jiān)S可證時(shí)獲得批準(zhǔn)的排放管理目標(biāo)值，包括濃度控制值和總量控制值[1]。本文中關(guān)于放射性氣載流出物的處理主要針對(duì)放射性組分的分離和去除，對(duì)化學(xué)污染物的分離和去除不是本文討論的重點(diǎn)。

為了保證滿足對(duì)排放量的控制，需要選擇具有不同性能的放射性氣載廢物處理技術(shù)；常用的凈化處理技術(shù)有過濾、吸附、加壓衰變貯存等，實(shí)際上核電廠常將多種方法聯(lián)合使用，以達(dá)到更佳的凈化效果。

2 AP1000核電機(jī)組放射性氣載流出物相關(guān)處理系統(tǒng)

AP1000核電機(jī)組放射性氣載流出物主要來(lái)源于反應(yīng)堆冷卻劑泄漏以及空氣中Ar-40的活化產(chǎn)物Ar-41的安全殼通風(fēng)排放，源自工藝流體泄漏的輔助廠房通風(fēng)排放，以及放射性廢氣系統(tǒng)排放等。

AP1000核電機(jī)組氣載流出物的處理并非一個(gè)獨(dú)立的系統(tǒng)，而是由氣體放射性廢物系統(tǒng)和各廠房通風(fēng)系統(tǒng)多個(gè)系統(tǒng)組成，由各通風(fēng)系統(tǒng)處理滿足排放要求后再通過75米高的煙囪排入大氣。

2.1 氣體放射性廢物系統(tǒng)（WGS）

氣體放射性廢物系統(tǒng)（WGS）的主要功能是收集含有少量放射性核素的氫氣和氮?dú)?，?duì)其進(jìn)行處理和排放，維持向廠外環(huán)境釋放的放射性在可接受的限值內(nèi)。該系統(tǒng)的廢氣來(lái)源包括反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)（RCS）稀釋而下泄轉(zhuǎn)移所產(chǎn)生的廢氣、RCS排氣而下泄轉(zhuǎn)移所產(chǎn)生的廢氣、反應(yīng)堆冷卻劑疏水箱液位變化而產(chǎn)生的廢氣、反應(yīng)堆冷卻劑疏水箱通風(fēng)而排出的氣體等。該系統(tǒng)設(shè)有活性炭保護(hù)床和活性炭延遲床，活性炭保護(hù)床用于去除多余的水分、碘和化學(xué)污染物；活性炭延遲床對(duì)裂變氣體有吸附和延遲作用，使得裂變氣體的放射性活度得到充分的降低。WGS系統(tǒng)簡(jiǎn)易流程圖見圖1。

圖1 AP1000氣體放射性廢物系統(tǒng)

Fig.1 AP1000 gaseous radwaste System

電廠正常運(yùn)行期間，WGS系統(tǒng)基本不運(yùn)行。WGS系統(tǒng)的最大廢氣源來(lái)自核島液體廢物系統(tǒng)（WLS）脫氣塔，脫氣塔用于處理進(jìn)入WLS系統(tǒng)的化學(xué)與容積控制系統(tǒng)（CVS）下泄流；WGS系統(tǒng)另一廢氣源來(lái)自WLS系統(tǒng)的反應(yīng)堆冷卻劑疏水箱（RCDT）。在RCS系統(tǒng)稀釋、調(diào)硼和預(yù)期停堆前的除氣期間，CVS系統(tǒng)下泄流排到WLS系統(tǒng)，由于WLS系統(tǒng)脫氣塔是真空脫氣型，且運(yùn)行時(shí)無(wú)吹掃氣體，因此進(jìn)入WGS系統(tǒng)的廢氣流量很低，相當(dāng)于0.99m3/h。WLS系統(tǒng)的脫氣塔也對(duì)RCDT內(nèi)的液體進(jìn)行脫氣，送至WGS系統(tǒng)的廢氣量取決于RCDT的進(jìn)氣量。WGS系統(tǒng)的另一廢氣源來(lái)自RCDT的排氣管線，通常水箱的液位保持恒定且排氣管線關(guān)閉，只有當(dāng)反應(yīng)堆冷卻劑攜帶的氣體量導(dǎo)致RCDT超壓時(shí)，才需要對(duì)水箱進(jìn)行排氣。

WGS系統(tǒng)是一個(gè)直流的、室溫條件下的活性炭延遲系統(tǒng)。從降低放射性的角度，WGS的主要設(shè)備為活性炭保護(hù)床和活性炭延遲床。廢氣流經(jīng)活性炭保護(hù)床去除放射性碘或其他放射性污染物，同時(shí)去除殘余的水汽，以免影響延遲床的去污效率。之后，廢氣流經(jīng)兩個(gè)活性炭延遲床，放射性核素（氙和氪）被動(dòng)態(tài)吸附滯留衰變（WGS系統(tǒng)對(duì)于氙的滯留衰變時(shí)間為38.6天，對(duì)氪的滯留時(shí)間為2.2天）。

經(jīng)WGS系統(tǒng)處理的廢氣在排到廠房通風(fēng)系統(tǒng)前先經(jīng)過輻射監(jiān)測(cè)。當(dāng)檢測(cè)到排氣的放射性水平高時(shí)，輻射監(jiān)測(cè)儀表聯(lián)鎖關(guān)閉WGS系統(tǒng)排放控制隔離閥。

2.2 各廠房通風(fēng)系統(tǒng)

各廠房通風(fēng)系統(tǒng)主要包括放射性控制區(qū)通風(fēng)系統(tǒng)（VAS）、安全殼再循環(huán)冷卻系統(tǒng)（VCS）、安全殼空氣過濾系統(tǒng)（VFS）、放射性廢物廠房HVAC系統(tǒng)（VRS）、物理保健和熱機(jī)修車間HVAC系統(tǒng)（VHS）等；其中VAS、VCS和VRS并不具備放射性過濾功能，當(dāng)系統(tǒng)放射性監(jiān)測(cè)通道報(bào)警時(shí)，可切換到VFS或移動(dòng)式過濾設(shè)施進(jìn)行過濾；對(duì)于VHS系統(tǒng)，本身具有放射性監(jiān)測(cè)和過濾功能。本文僅對(duì)VFS系統(tǒng)進(jìn)行介紹。

安全殼空氣過濾系統(tǒng)（VFS）：

VFS系統(tǒng)在電廠正常運(yùn)行和停堆期間，凈化安全殼內(nèi)受到污染的空氣，使人員進(jìn)入工作前，放射性水平保持在可接受范圍內(nèi)；在兼顧其它區(qū)域的氣體排放時(shí)，VFS系統(tǒng)通過對(duì)安全殼排風(fēng)的處理，使排風(fēng)的放射性水平保持在安全限度內(nèi)；VFS系統(tǒng)監(jiān)測(cè)經(jīng)電廠煙囪排放至外環(huán)境中空氣的放射性水平，使之符合國(guó)家、地方標(biāo)準(zhǔn)及管理目標(biāo)值。

VFS系統(tǒng)由兩個(gè)100%容量的送排風(fēng)分系統(tǒng)組成。送風(fēng)系統(tǒng)與安全殼相接，排風(fēng)分系統(tǒng)與安全殼、燃料操作區(qū)域、輔助及附屬?gòu)S房的放射性控制區(qū)相接。排風(fēng)的過濾機(jī)組的設(shè)計(jì)可達(dá)到：粒子過濾效率99%，放射性碘的凈化效率90%。VFS系統(tǒng)簡(jiǎn)易流程圖見圖2。

圖2 VFS系統(tǒng)簡(jiǎn)易流程圖

Fig.2 AP1000 containment air filtration system

電廠正常運(yùn)行期間，主控室人員定期運(yùn)行VFS系統(tǒng)凈化安全殼內(nèi)空氣（單個(gè)系列運(yùn)行），減少氣載放射性或維持安全殼壓力在正常運(yùn)行范圍內(nèi)。電廠停堆前及期間，VFS一個(gè)或兩個(gè)系列運(yùn)行，以在人員進(jìn)入前去除氣載放射性。

當(dāng)電廠異常運(yùn)行期間，接收到安全殼隔離信號(hào)時(shí)，位于送風(fēng)管道和排風(fēng)管道上的安全殼隔離閥自動(dòng)關(guān)閉。當(dāng)安全殼保持隔離而安全殼放射性信號(hào)不存在時(shí)，主控室操縱員可以將VFS連接至安全殼以凈化潛在的氣載放射性。如果在燃料操作區(qū)、輔助和/或附屬?gòu)S房探測(cè)到高氣載放射性，VAS將受影響區(qū)域與外部環(huán)境隔離，啟動(dòng)VFS進(jìn)行過濾。

3 環(huán)境影響分析

3.1 排放總量

根據(jù)國(guó)內(nèi)某核電廠AP1000核電機(jī)組氣載放射性流出物的排放源項(xiàng)數(shù)據(jù)，經(jīng)計(jì)算在2臺(tái)機(jī)組運(yùn)行狀態(tài)下，氣載放射性流出物釋放量見表1。

表1 放射性氣載流出物年排放量與國(guó)標(biāo)控制值對(duì)比

Tab.1 Comparison for radioactive airborne effluents annual total emissions with national standard control values

因此，根據(jù)上述對(duì)比說(shuō)明，2臺(tái)AP1000核電機(jī)組氣載放射性流出物排放量均滿足GB6249-2011國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)規(guī)定的廠址年排放量控制值要求，并為后續(xù)擴(kuò)建工程留有余量。

3.2 照射途徑及公眾個(gè)人受照劑量估算

在核電廠正常運(yùn)行時(shí)，氣載放射性流出物釋放到環(huán)境后對(duì)公眾的照射途徑可歸納為煙云浸沒外照射、地面沉積外照射、吸入空氣內(nèi)照射、食入農(nóng)牧產(chǎn)品內(nèi)照射。根據(jù)國(guó)內(nèi)某核電廠AP1000核電機(jī)組氣載放射性流出物源項(xiàng)數(shù)據(jù)，結(jié)合該核電廠地理位置、氣象、人口等數(shù)據(jù)，對(duì)廠址半徑80km范圍內(nèi)公眾個(gè)人造成的有效劑量進(jìn)行估算表明，氣態(tài)途徑釋放的放射性物質(zhì)對(duì)各年齡組（成人、青少年、兒童、嬰兒）公眾個(gè)人造成的最大有效劑量分別為3.07×10-5Sv/a、3.38×10-5Sv/a、3.34×10-5Sv/a、3.41×10-5Sv/a，遠(yuǎn)低于國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)和天然本底值。

4 結(jié)論

氣載放射性流出物是核電廠運(yùn)行期間產(chǎn)生的三類放射性廢物之一， AP1000核電機(jī)組采取當(dāng)今世界上最先進(jìn)的第三代核電技術(shù)，在對(duì)氣載放射性流出物的處理上設(shè)置了氣體放射性廢物系統(tǒng)和各廠房通風(fēng)系統(tǒng)，對(duì)排放到外環(huán)境的氣載放射性廢物采取延遲衰變、吸附、過濾等凈化處理技術(shù)；通過上述分析，在2臺(tái)AP1000核電機(jī)組運(yùn)行狀態(tài)下，在上述系統(tǒng)運(yùn)行下，對(duì)環(huán)境的影響及對(duì)廠址半徑80公里范圍內(nèi)所受最大個(gè)人劑量均滿足國(guó)家標(biāo)準(zhǔn)控制值或約束值，對(duì)公眾和環(huán)境是安全的。

【參考文獻(xiàn)】

[1]王俊峰，劉坤賢，等.放射性廢物處理與處置[J].2011：27.

[2]GB6249-2011 核動(dòng)力廠環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定[S].

[責(zé)任編輯：湯靜]