核電廠一回路源項和排放源項框架體系研究

方 嵐，劉新華，祝兆文，徐春艷

(1.生態(tài)環(huán)境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)

核電廠放射性源項包括正常運行源項和事故源項兩大類，科學地評估核電廠源項對保護工作人員、公眾和環(huán)境免受電離輻射危害具有重要意義。本文研究核電廠正常運行源項，包括一回路源項和氣、液態(tài)流出物排放源項(以下簡稱源項)。

我國壓水堆核電機組主要沿自法國的M310和EPR、美國的AP1000和俄羅斯的VVER-1000(以下簡稱VVER)，這些引進堆型的源項在我國應(yīng)用中還存在一些問題。核電廠源項設(shè)計是否合理，直接影響到排放源項的準確性和環(huán)境影響評價源項的合理性。鑒于核電廠源項的重要性，2008年源項問題被列為M310/CPR1000系列核電廠的共性問題研究。新建的EPR、AP1000和VVER堆型核電項目的審評中，源項問題也被列為核電廠許可證條件之一。

本文通過分析不同堆型源項在我國應(yīng)用中存在的問題，研究構(gòu)建我國核電廠通用的一回路源項和排放源項框架體系，為解決國內(nèi)核電廠源項計算中長期存在的問題，也為我國華龍一號和CAP1400堆型的源項計算提供技術(shù)基礎(chǔ)。

1 引進堆型的源項分析

1.1 引進堆型源項簡介

1.1.1M310堆型

M310堆型的源項是20世紀80年代法國提供的，這套源項是我國CPR1000/CNP600等核電廠源項的研究基礎(chǔ)，也是我國華龍一號堆型源項的研究基礎(chǔ)。本節(jié)分析M310堆型嶺澳核電廠初步安全分析報告(PSAR)中的源項。

一回路裂變產(chǎn)物源項：兩套，即現(xiàn)實源項和設(shè)計源項?，F(xiàn)實源項為0.55 GBq/t131I劑量當量，該值為法國20世紀80年代900 MW電廠總運行約200堆·年(其中不包括布熱2號電廠的第2個和第8個循環(huán))每個燃料循環(huán)末所記錄碘活度的平均值。設(shè)計源項是假設(shè)發(fā)生0.25%燃料包殼破損(即堆芯中有 0.25%的燃料棒包殼發(fā)生了破損，簡稱0.25%燃料破損率)，計算結(jié)果歸一到37 GBq/t131I劑量當量，該值與電廠技術(shù)規(guī)格書的運行限值保持一致。一回路源項譜采用法國開發(fā)的PROFIP程序計算得到。131I劑量當量，是指碘的同位素131I、132I、133I、134I和135I共同照射對人體甲狀腺產(chǎn)生的劑量，與131I單獨照射產(chǎn)生的劑量相等時131I的活度濃度，簡稱I-131當量或131I當量。

一回路活化腐蝕產(chǎn)物源項：兩套，即現(xiàn)實源項和設(shè)計源項。兩套源項均基于法國開發(fā)的PACTOLE程序計算和運行數(shù)據(jù)確定，設(shè)計源項為現(xiàn)實源項的3倍。

排放源項：兩套，即工況A(Case A)源項和工況B(Case B)源項。對于工況A，假設(shè)整個燃料循環(huán)中一回路131I當量為0.55 GBq/t。對于工況B，假設(shè)前1/4燃料循環(huán)一回路131I當量為0.55 GBq/t、中間1/2燃料循環(huán)為4.44 GBq/t、后1/4燃料循環(huán)為37 GBq/t，整個燃料循環(huán)一回路131I當量平均值為11.6 GBq/t。排放源項采用法國開發(fā)的REJGAS和REJLIQ程序計算。

M310堆型提供了兩套氚排放源項，沒有提供14C排放源項。

M310堆型的源項總體上反映了20世紀七、八十年代法國核電廠的運行水平和設(shè)計要求，也滿足當時我國相關(guān)法規(guī)標準的要求。我國CPR1000等二代加改進型機組，對氚和14C源項進行了一些優(yōu)化，裂變產(chǎn)物和活化腐蝕產(chǎn)物源項主要沿用M310堆型源項的計算方法。

1.1.2EPR堆型

EPR堆型源項主要基于運行數(shù)據(jù)確定，本節(jié)分析臺山核電廠1/2號機組最終安全分析報告(FSAR)[1]中提供的源項。

一回路源項：兩套，即現(xiàn)實源項和設(shè)計基準源項。裂變產(chǎn)物現(xiàn)實源項基于近年法國電廠244堆·年的運行數(shù)據(jù)確定，131I當量為0.2 GBq/t。裂變產(chǎn)物設(shè)計基準源項基于0.25%燃料包殼破損率計算，131I當量為22.8 GBq/t。一回路活化腐蝕產(chǎn)物源項基于法國N4電廠運行數(shù)據(jù)確定。

排放源項(包括氚源項和14C源項)：兩套，即預(yù)期排放量和最大排放量，均基于法國1 300 MW電廠設(shè)計值和運行數(shù)據(jù)確定，并適當考慮了EPR堆型在材料選取、一回路水化學和系統(tǒng)設(shè)計上的改進。預(yù)期排放量基于法國1 300 MW電廠24堆·年的運行數(shù)據(jù)確定，取其第一四分位數(shù)。最大排放量基于法國1 300 MW電廠的設(shè)計排放源項，并考慮了正常運行的所有情況(包括停堆瞬態(tài))。

1.1.3AP1000堆型

AP1000堆型源項分析方法基于AP1000 DCD(Design Control Document)16版，是美國西屋公司根據(jù)美國標準審查大綱(SRP)的要求計算的。本節(jié)分析三門核電廠1/2號機組FSAR中提供的源項[2]，這些源項也是我國CAP1400堆型源項的研究基礎(chǔ)。

排放源項：一套，名為正常運行排放源項，該源項基于一回路現(xiàn)實源項，采用美國開發(fā)的氣、液態(tài)流出物排放源項計算程序PWR-GALE計算得到。另外還提供了一套氚源項和一套14C源項，14C源項只給出了氣態(tài)途徑的釋放，沒有考慮液態(tài)途徑的釋放。

1.1.4VVER堆型

田灣核電廠VVER 1/2號機組的PSAR[3]中，提供了兩套裂變產(chǎn)物源項，一套活化腐蝕產(chǎn)物源項、一套氚源項和一套14C源項。

裂變產(chǎn)物正常排放源項和設(shè)計排放源項計算時，一回路碘總活度分別取49 GBq/t 和250 GBq/t。碘總活度是指碘的同位素131I、132I、133I、134I和135I的活度濃度之和。VVER源項總體上反映了VVER電廠當時的運行水平和設(shè)計要求。

1.2 引進堆型源項在我國應(yīng)用中存在的問題

根據(jù)1.1節(jié)介紹，所有堆型PSAR和FSAR中均提供了一回路源項和排放源項，每套源項都由裂變產(chǎn)物、活化腐蝕產(chǎn)物、氚和14C四類核素(或四類源項)構(gòu)成。本節(jié)以裂變產(chǎn)物源項為例，分析引進堆型源項在我國應(yīng)用中存在的主要問題，其他源項存在的問題也類似，本節(jié)只做簡單介紹。

為便于理解，本文繪制了引進堆型裂變產(chǎn)物源項示意圖，如圖1所示。

圖1 引進堆型裂變產(chǎn)物源項示意圖Fig.1 Framework of fission product source terms of imported reactor types

1.2.1M310/CPR1000堆型

旅游管理專業(yè)實踐教學活動的開展離不開各種配套設(shè)施的保障。很多學校實驗室較少，難以支撐實驗實訓課程的開設(shè)，只能做些簡單的模擬訓練，影響實踐教學質(zhì)量；旅游管理專業(yè)教師隊伍多為理論型人才，具有實踐能力和經(jīng)驗的教師數(shù)量較少，很多實踐課程出現(xiàn)無人可帶的局面；實踐教學缺乏資金支持，學生外出實習和校內(nèi)實驗實訓的經(jīng)費緊張，難以滿足旅游管理專業(yè)實踐教學的需要；校企合作流于表面，旅游企業(yè)往往作為校外實習基地存在，難以真正融入到專業(yè)實踐教學過程中。

M310一回路裂變產(chǎn)物現(xiàn)實源項基于20世紀80年代法國電廠運行數(shù)據(jù)確定，CPR1000等二代加改進堆型基本沿用了M310源項的計算方法。由于設(shè)計時間相隔近20年，CPR1000在堆芯設(shè)計、燃料設(shè)計和制造、一回路水化學優(yōu)化和運行管理方面都有所改進，同時我國法規(guī)標準對核電廠流出物排放管理要求也進一步提高，繼續(xù)沿用M310源項，可能代表性不夠或無法滿足現(xiàn)今法規(guī)標準的要求。M310/CPR1000堆型Case B排放源項一回路碘當量的基本假設(shè)，也一直沒有得到合理的解釋。

此外，M310/CPR1000堆型對排放源項如何應(yīng)用并沒有明確的規(guī)定。雙機組電廠環(huán)境影響評價時，有的采用Case A+Case B 排放源項，有的采用2 Case B排放源項。多機組廠址Case A和Case B的組合方式更是多種多樣。對環(huán)境影響評價三關(guān)鍵(關(guān)鍵核素、關(guān)鍵照射途經(jīng)和關(guān)鍵居民組)分析源項，有的電廠采用Case A，有的電廠采用Case B。

由于存在上述問題，2008年源項問題被列為M310/CPR1000系列電廠的共性問題之一開展研究。

1.2.2EPR堆型

EPR堆型源項主要基于運行數(shù)據(jù)確定，總體上反映了當前法國和德國電廠的正常運行水平和設(shè)計要求。臺山核電廠1/2號機組FSAR審評中，審評方認可了一回路源項，但認為排放源項的科學依據(jù)不夠充分，雖然采用電廠運行數(shù)據(jù)確定排放源項理論上是可行的，但法方用于計算排放源項的運行數(shù)據(jù)僅有24堆·年，且未能說明所統(tǒng)計機組當時的運行情況，以及數(shù)據(jù)的統(tǒng)計和處理方法。根據(jù)我國核電廠的運行數(shù)據(jù)，正常運行期間特別是未發(fā)生燃料元件破損時，惰性氣體等裂變產(chǎn)物的排放濃度通常低于監(jiān)測方法的探測限[4]。完全基于運行數(shù)據(jù)確定排放源項時，數(shù)據(jù)的代表性和數(shù)據(jù)處理方法是非常重要的。

此外，EPR堆型排放源項與一回路源項和廢氣廢液處理系統(tǒng)的設(shè)計沒有直接關(guān)系，不能反映工藝系統(tǒng)、廢氣廢液處理系統(tǒng)的設(shè)計特點。因此，審評方建議設(shè)計方應(yīng)收集更多同類電廠、更長歷史的運行數(shù)據(jù)，結(jié)合電廠設(shè)計，通過科學合理的方法重新確定排放源項。

1.2.3AP1000堆型

AP1000堆型只提供了一套正常運行排放源項，三門核電廠1/2號機組選址、建造和運行階段都采用這套正常運行排放源項進行廠址容量論證、輻射環(huán)境影響評價和三關(guān)鍵分析等，但一直沒有得到我國的審評認可。因為這套源項基于美國20世紀70年代的運行數(shù)據(jù)計算，這些數(shù)據(jù)過于陳舊，用于第三代堆型的設(shè)計可能沒有代表性。此外，這套源項作為現(xiàn)實排放源項，可能不夠“現(xiàn)實”；作為設(shè)計排放源項又可能不夠“保守”。西屋公司在論證流出物排放能否滿足10 CFR 20附錄B[5]限值時，是采用0.25%燃料包殼破損(37 GBq/t131I當量)計算的流出物排放濃度進行比較，說明西屋公司也不認為正常運行排放源項就是保守排放源項。

另外，AP1000一回路活化腐蝕產(chǎn)物現(xiàn)實源項比設(shè)計基準源項高2倍，一回路106Ru/106Rh現(xiàn)實源項比設(shè)計基準源項高1 700倍，106Ru/106Rh排放量占液態(tài)流出物中除氚外核素排放量的57%，這些源項都存在問題。前幾年106Ru/106Rh被列為AP1000關(guān)鍵核素研究，花費巨大[6]。

1.2.4VVER堆型

VVER堆型一回路裂變產(chǎn)物源項基于燃料氣密性喪失率和燃料包殼破損率計算。破損正常運行限值對應(yīng)0.2%氣密性喪失、0.02%破損率；破損安全運行限值對應(yīng)1.0%氣密性喪失、0.1%破損率。

技術(shù)規(guī)格書中破損正常運行限值碘總活度取37 GBq/t、安全運行限值碘總活度取370 GBq/t。而PSAR第11章中這兩套源項碘總活度分別取49 GBq/t 和250 GBq/t。田灣3/4號機組PSAR審評中，審評方建議第11章的源項應(yīng)與技術(shù)規(guī)格書運行限值保持一致。

此外，雙機組VVER電廠環(huán)境影響評價時，假設(shè)一臺機組全年處于破損正常運行限值；另一臺機組全年3/4時間處于破損正常運行限值、1/4時間處于破損安全運行限值。由于一回路放射性水平達到破損安全運行限值時，在設(shè)計中作為事故工況考慮，將該假設(shè)用于正常運行排放源項的計算可能過于保守。田灣3/4號機組PSAR審評中，審評方建議重新確定正常運行和預(yù)期運行事件工況下的一回路源項，并重新計算氣液態(tài)流出物排放源項。

綜上所述，各類引進堆型源項在我國應(yīng)用中主要存在以下問題：

1) 各類源項的應(yīng)用目的不明確，源項的計算可能與電廠設(shè)計和應(yīng)用脫節(jié)；

2) 不能針對核電廠選址、建造和運行不同階段，分別提供合理的排放源項，不滿足各階段環(huán)境影響評價的需要；

3) 有的堆型只提供了一套排放源項，有的堆型沒有提供液態(tài)14C排放源項，無法滿足環(huán)境影響評價的不同需要；

4) CPR1000和AP1000堆型一回路現(xiàn)實源項基于20世紀七、八十年代電廠的運行數(shù)據(jù)確定，這些數(shù)據(jù)過于陳舊，如用于當前先進堆型的設(shè)計，可能沒有代表性；

5) 各類堆型源項體系龐雜，缺乏統(tǒng)一的基礎(chǔ)，不利于審評、監(jiān)管和技術(shù)交流；

6) 有的堆型原廢液處理系統(tǒng)設(shè)計和排放源項計算時，未考慮《核電廠環(huán)境輻射防護規(guī)定》(GB 6249—2011)中槽式排放口除氚外核素排放濃度小于1 000 Bq/L等要求，需進行設(shè)計改進。

由于存在上述問題，新建的EPR、AP1000和VVER堆型核電項目審評中，源項問題均被列為核電廠許可證條件之一。

2 一回路源項和排放源項框架體系的研究

為解決引進堆型源項計算中存在的問題，也為我國華龍一號和CAP1400堆型的源項計算提供技術(shù)基礎(chǔ)，2013—2016年，我國開展了核電廠一回路源項和排放源項框架體系(以下簡稱源項框架體系)的研究工作，對核電廠正常運行源項的分類、用途、基本假設(shè)、框架圖和基本要求等開展了系統(tǒng)研究。

2.1 源項的分類和用途

核電廠一回路源項主要用于放射性廢物管理系統(tǒng)設(shè)計(以下簡稱廢物管理系統(tǒng)設(shè)計)、輻射防護設(shè)計、放射性廢物最小化管理、輻射防護最優(yōu)化和排放源項計算等。

用于廢物管理系統(tǒng)設(shè)計和輻射防護設(shè)計的一回路源項應(yīng)具有包絡(luò)性，以滿足電廠正常運行(包括預(yù)期運行事件)和不同運行工況的要求。而用于廢物最小化管理和輻射防護最優(yōu)化的一回路源項，則應(yīng)能真實反映電廠的實際運行情況。因此，出于不同的應(yīng)用目的，本研究將一回路源項分為保守的設(shè)計源項和真實的現(xiàn)實源項，參見表1。

核電廠排放源項主要用于環(huán)境影響評價和氣液態(tài)流出物排放量申請等。同樣，為了滿足我國法規(guī)標準中對核電廠選址、建造和運行階段環(huán)境影響評價的要求，同時準確評估核電廠正常運行的真實輻射影響，本研究將排放源項也分為設(shè)計排放源項和現(xiàn)實排放源項。

表1 源項的分類和主要用途Tab.1 Classification and main usages of source terms

2.2 源項的基本假設(shè)

一回路源項和排放源項的計算涉及到諸多參數(shù)和假設(shè)，如一回路燃料包殼破損率和活度水平、一回路冷卻劑泄漏率、廠房通風系統(tǒng)對氣溶膠和碘的凈化效率等，其中一回路裂變產(chǎn)物131I當量是源項計算中最基本也重要的假設(shè)。一回路131I當量反映了燃料包殼破損情況。隨著堆芯設(shè)計水平、燃料設(shè)計和制造水平、一回路水化學優(yōu)化和運行管理水平的提高，壓水堆核電廠燃料包殼破損率已從早期的萬分之四降到了目前的十萬分之一以下[4]。據(jù)法國和中國核電廠最近20多年的運行數(shù)據(jù)，一回路I-131當量平均值已降至0.1 GBq/t以下。本文的運行數(shù)據(jù)均指實驗室取樣測量數(shù)據(jù)。

2014年我國源項框架體系階段性研究成果中，建議統(tǒng)一不同堆型源項計算的基本假設(shè)，將所調(diào)研到的國內(nèi)外核電廠一回路I-131當量運行數(shù)據(jù)的平均值(0.1 GBq/t)和最大值(5 GBq/t)，作為現(xiàn)實排放源項和設(shè)計排放源項計算的基本假設(shè)[7]。不同堆型安全分析報告中一回路131I當量取值與本研究建議值的對比情況列于表2。

現(xiàn)實排放源項基本假設(shè)131I當量0.1 GBq/t的確定，為現(xiàn)實排放源項的計算和環(huán)境影響評價中的三關(guān)鍵分析提供了更加真實的基礎(chǔ)。在美國國家標準ANSI/ANS-18.1—2016[8]中，也已將核電廠一回路裂變產(chǎn)物131I當量從ANSI/ANS-18.1—1984版的3.0 GBq/t降至大約0.1 GBq/t，與本研究建議值一致。

設(shè)計排放源項基本假設(shè)131I當量5 GBq/t，應(yīng)結(jié)合堆型設(shè)計進行調(diào)整。例如，VVER堆型一回路碘總活度取37 GBq/t(表2括號中的值)，與輻射防護設(shè)計源項和運行限值保持一致，其131I當量計算值與其他堆型在同一水平。EPR堆型一回路131I當量取3.3 GBq/t，也是考慮與輻射防護設(shè)計源項保持一致。

表2 用于排放源項計算的一回路131I當量基本假設(shè)(GBq/t)Tab.2 Basic hypotheses of Iodine-131 equivalent in primary circuits for calculating emission source terms(GBq/t)

1)表中AP1000和CAP1400安全分析報告取值用于正常運行排放源項的計算；2)括號內(nèi)的值為VVER的碘總活度值。

2.3 源項框架圖和基本要求

為明確源項的用途、基本假設(shè)和計算方法，理清各類源項之間的關(guān)系， 2014年我國核電廠源項框架體系階段性研究成果中，構(gòu)建了裂變產(chǎn)物源項框架圖(0版)[7]。2016年最終研究成果中，對框架圖進行了優(yōu)化，如圖2所示。圖中將原來的三套排放源項簡化為“現(xiàn)實排放源項”和“設(shè)計排放源項”兩套，不再需要"運行排放源項"的概念。最終研究成果中還增加了活化腐蝕產(chǎn)物、氚和14C源項框架圖，示于圖3～圖5。圖2～5中列出了源項的部分用途，其他用途參見表1。

源項框架圖由一回路源項和排放源項兩條橫向主線；現(xiàn)實源項和設(shè)計源項兩條縱向主線構(gòu)成?？蚣軋D的核心思想如下：

1) 以源項應(yīng)用為導向，基于不同用途提供不同的源項；

2) 理順現(xiàn)實源項和設(shè)計源項的關(guān)系，明確提出現(xiàn)實源項應(yīng)真實反映電廠正常運行情況、設(shè)計源項應(yīng)包絡(luò)電廠預(yù)計運行事件的理念；

3) 統(tǒng)一不同堆型一回路131I當量的基本假設(shè)，使不同堆型電廠可在統(tǒng)一的安全水平下進行設(shè)計、運行和監(jiān)管；

4) 強調(diào)機理模型計算與運行數(shù)據(jù)相結(jié)合的技術(shù)路線，提高源項計算方法的科學性和計算結(jié)果的準確性。

2.3.1裂變產(chǎn)物源項

裂變產(chǎn)物源項框架圖示于圖2，裂變產(chǎn)物源項的基本要求如下：

1) 應(yīng)采用ORIGEN-S等程序計算堆芯燃料中產(chǎn)生的裂變產(chǎn)物放射性總量最大值，作為裂變產(chǎn)物堆芯積存量；

2) 裂變產(chǎn)物堆芯積存量核素種類的選擇應(yīng)考慮核素的產(chǎn)生量、半衰期、釋放份額和劑量貢獻等因素，通常包括惰性氣體、碘、銫和鍶等40多個核素；

3) 一回路設(shè)計源項應(yīng)基于0.25%的燃料包殼破損率計算，并按照運行限值(例如131I當量37 GBq/t)進行歸一；

4) 一回路現(xiàn)實源項的基本假設(shè)暫定為131I當量0.1 GBq/t，該值基于同類電廠運行數(shù)據(jù)確定，其活度譜暫可根據(jù)一回路設(shè)計源項活度譜等比例調(diào)整；

5) 現(xiàn)實排放源項的計算采用現(xiàn)實假設(shè)，設(shè)計排放源項的計算采用保守假設(shè)?，F(xiàn)實排放源項和設(shè)計排放源項計算中采用的一回路源項基本假設(shè)分別暫定為131I當量0.1 GBq/t和131I當量5 GBq/t；

6) 排放源項的計算，應(yīng)從一回路活度譜開始，模擬放射性廢物處理的整個過程。氣態(tài)流出物排放源項應(yīng)計算廢氣處理系統(tǒng)、反應(yīng)堆廠房通風系統(tǒng)、輔助廠房通風系統(tǒng)、燃料操作區(qū)域和二回路系統(tǒng)的排放。液態(tài)流出物排放源項應(yīng)計算調(diào)硼排水、設(shè)備疏水、蒸汽發(fā)生器排污廢液和SRTF(廠址放射性廢物處理設(shè)施)等廢液的排放。

1)首次裝料階段應(yīng)根據(jù)核電廠設(shè)計和建造情況，對初步安全分析報告中的一回路源項和排放源項進行更新， 并在設(shè)計排放源項優(yōu)化的基礎(chǔ)上，提出流出物排放量申請值。余圖同。圖2 核電廠裂變產(chǎn)物源項框架圖Fig.2 Framework of fission product source terms of nuclear power plants

圖3 核電廠活化腐蝕產(chǎn)物源項框架圖Fig.3 Framework of activated corrosion product source terms of nuclear power plants

2.3.2活化腐蝕產(chǎn)物源項

活化腐蝕產(chǎn)物源項框架圖示于圖3，活化腐蝕產(chǎn)物源項的基本要求如下：

圖4 核電廠氚源項框架圖Fig.4 Framework of tritium source terms of nuclear power plants

圖5 核電廠14C源項框架圖Fig.5 Framework of tritium 14C source terms of nuclear power plants

1) 一回路活化腐蝕產(chǎn)物源項應(yīng)主要基于同類電廠運行數(shù)據(jù)確定，部分核素可輔以機理模型計算；

2) 活化腐蝕產(chǎn)物排放源項的計算也應(yīng)從一回路活度譜開始，模擬放射性廢物處理的整個過程；

3) 一回路活化腐蝕產(chǎn)物現(xiàn)實源項計算中，可考慮冷卻劑系統(tǒng)注鋅和采用富集硼等水化學優(yōu)化措施對一回路結(jié)構(gòu)材料耐腐蝕性能的改善作用[9]；

4)一回路活化腐蝕產(chǎn)物源項應(yīng)包括51Cr、54Mn、58Co、60Co、65Zn、110mAg、124Sb、125Sb、59Fe、55Fe和63Ni等核素。

2.3.3氚源項

氚源項框架圖示于圖4，氚源項的基本要求如下：

1) 一回路氚產(chǎn)生量計算中應(yīng)考慮以下途徑：三元裂變產(chǎn)生的氚通過燃料包殼擴散或燃料包殼破損處泄漏進入主冷卻劑；可燃中子吸收體中產(chǎn)生的氚通過擴散或包殼破損進入主冷卻劑；次級源棒產(chǎn)生的氚通過燃料包殼擴散或燃料包殼破損處泄漏進入主冷卻劑；主冷卻劑中可溶硼、可溶鋰和氘中子活化反應(yīng)等；

2) 一回路氚設(shè)計產(chǎn)生量計算應(yīng)采用保守假設(shè)，現(xiàn)實產(chǎn)生量計算應(yīng)采用現(xiàn)實假設(shè)；

3)應(yīng)基于同類電廠的運行數(shù)據(jù)確定氣態(tài)氚和液態(tài)氚的排放份額；

4) 氣態(tài)氚的排放份額暫定10%，液態(tài)氚的排放份額暫定90%。為同時保證氣態(tài)和液態(tài)氚排放途徑計算的保守性，應(yīng)在一回路氚產(chǎn)生量的基礎(chǔ)上乘以1.1倍的因子，即：氣態(tài)氚的排放量為一回路氚產(chǎn)生量×1.1×10%；液態(tài)氚的排放量為一回路氚產(chǎn)生量×1.1×90%。

2.3.414C源項

14C源項框架示于圖5，14C源項的基本要求如下：

1) 一回路14C產(chǎn)生量計算中應(yīng)考慮主冷卻劑中17O和14N的中子活化反應(yīng)；

2) 一回路14C設(shè)計產(chǎn)生量計算應(yīng)采用保守假設(shè)，現(xiàn)實產(chǎn)生量計算應(yīng)采用現(xiàn)實假設(shè)；

3)應(yīng)基于同類電廠的運行數(shù)據(jù)確定氣態(tài)14C和液態(tài)14C的排放份額；

4) 氣態(tài)14C的排放份額暫定90%，液態(tài)14C的排放份額暫定10%。為同時保證氣態(tài)和液態(tài)14C排放途徑計算的保守性，應(yīng)在一回路14C產(chǎn)生量的基礎(chǔ)上乘以1.1倍的因子，即氣態(tài)14C的排放量為一回路14C產(chǎn)生量×1.1×90%，液態(tài)14C的排放量為一回路14C產(chǎn)生量×1.1×10%。

2.4 源項框架體系的應(yīng)用

2016年，在三門核電廠1/2號機組、臺山核電廠1/2號機組和田灣核電廠3/4號機FSAR審評階段，申請者根據(jù)新源項框架體系，對核電廠一回路源項和排放源項進行了重新計算[10-12]，計算結(jié)果已用于核電廠運行階段的環(huán)境影響評價、三關(guān)鍵分析和流出物排放量申請等。

作為示例，表3中列出了AP1000三門核電廠1/2號機組新排放源項計算結(jié)果。與FSAR源項相比，現(xiàn)實排放源項更加真實；與同類電廠運行數(shù)據(jù)相比，設(shè)計排放源項足夠保守。此外，58Co、60Co、131I、134Cs和137Cs等已取代106Ru/106Rh，成為液態(tài)流出物中除氚和14C外的主要核素，與其他堆型源項計算結(jié)果較為吻合。新計算的排放源項，解決了AP1000堆型液態(tài)流出物關(guān)鍵核素選取不合理等問題，同時還增加了液態(tài)14C排放源項，滿足了環(huán)境影響評價的不同需要，也滿足國標GB 6249—2011的排放控制要求。此外，新源項框架體系已用于我國設(shè)計的華龍一號和CAP1400堆型的源項計算；也已用于《壓水堆核電廠運行狀態(tài)設(shè)計基準源項分析準則》 (NB/T 20530—2018)等標準的制定。近年來，CPR1000機組18個月?lián)Q料項目審評中，也結(jié)合新源項框架體系要求優(yōu)化了部分源項計算方法。

3 結(jié)論與建議

本研究構(gòu)建了我國核電廠通用的一回路源項和排放源項框架體系，使不同堆型電廠可以在統(tǒng)一的安全水平下進行設(shè)計、運行和監(jiān)管。新源項框架體系已用于AP1000、EPR、VVER、華龍一號和CAP1400等堆型的源項計算，較好地解決了國內(nèi)核電廠源項計算中長期存在的問題，也為相關(guān)審評原則的制定和《壓水堆核電廠運行狀態(tài)下的放射性源項》 (GB/T 13976—2008)等標準的修訂提供了技術(shù)基礎(chǔ)。

表3 三門核電廠1/2號機組排放源項計算結(jié)果(GBq/a·機組)Tab.3 Emission source terms of Unit 1/2 in Sanmen Nuclear Power Plant (GBq/a·unit)

1)針對3 000 MWt熱功率的機組。

本研究強調(diào)運行數(shù)據(jù)分析工作在源項計算中的重要性。由于上述堆型核電廠有的剛投運不久，有的還在設(shè)計建造階段，建議將來應(yīng)盡可能多地收集和分析電廠運行數(shù)據(jù)，進一步完善源項框架體系、計算參數(shù)和基本假設(shè)。

上海核工程研究設(shè)計院梅其良先生、深圳中廣核工程設(shè)計有限公司唐邵華女士、中廣核研究院有限公司蔡德昌先生、中國核電工程有限公司毛亞蔚女士、中國核動力研究設(shè)計院李蘭女士、蘇州熱工研究院有限公司上官志洪先生、清華大學李紅女士、生態(tài)環(huán)境部核與輻射安全中心陳曉秋先生、吳浩先生等，對核電廠一回路源項和排放源項框架體系的構(gòu)建提出了寶貴的建議，在此對他們一并表示衷心的感謝！