嚴(yán)重事故有限影響準(zhǔn)則的環(huán)境影響系數(shù)計(jì)算方法研究

石雪垚，黃樹(shù)明，丁 超，陳巧艷，邱 林，楊志義,*

(1.中國(guó)核電工程有限公司，北京 100840；2.生態(tài)環(huán)境部 核與輻射安全中心，北京 100082)

自1991年開(kāi)始，歐洲5個(gè)國(guó)家的電力生產(chǎn)部門(mén)決定成立歐洲用戶(hù)要求(EUR)組織，主要目標(biāo)是聯(lián)合為歐洲市場(chǎng)編寫(xiě)通用的第3代輕水堆規(guī)范文件。目前EUR組織已擴(kuò)大至14個(gè)成員，并于2012年發(fā)布了D版文件，于2016年升級(jí)至目前的最新版E版，EUR為第3代輕水堆設(shè)計(jì)提供了通用的參考依據(jù)[1]。福島事故后，2012年《核安全和放射性污染防治十二五規(guī)劃及2020年遠(yuǎn)景目標(biāo)》被批復(fù)，規(guī)劃提出‘十三五’及以后建設(shè)的核電機(jī)組，力爭(zhēng)實(shí)現(xiàn)從設(shè)計(jì)上實(shí)際消除大量放射性物質(zhì)釋放的可能性[2]。對(duì)于如何理解并實(shí)現(xiàn)實(shí)際消除核電廠大量放射性物質(zhì)釋放，文獻(xiàn)[3-6]進(jìn)行了深入的研討。針對(duì)國(guó)內(nèi)沒(méi)有明確的針對(duì)大量放射性釋放的判斷標(biāo)準(zhǔn)這一現(xiàn)狀，文獻(xiàn)[5,7-8]提出了借鑒EUR的有限影響準(zhǔn)則(CLI)形式，以場(chǎng)外應(yīng)急行動(dòng)水平來(lái)確定大量釋放的判定準(zhǔn)則，制定符合國(guó)內(nèi)要求的CLI。HAF 102—2016針對(duì)嚴(yán)重事故提出了“在技術(shù)上實(shí)現(xiàn)減輕放射性后果的場(chǎng)外防護(hù)行動(dòng)是有限的甚至是可以消除的”這一目標(biāo)[9]，但沒(méi)有給出相應(yīng)的驗(yàn)收準(zhǔn)則。陳妍等[10]對(duì)EUR中CLI中的閾值與環(huán)境影響系數(shù)進(jìn)行了嘗試研究，并結(jié)合桃花江核電廠的氣象數(shù)據(jù)，使用事故劑量模式和均勻釋放假設(shè)，計(jì)算了CLI中的閾值和核素的環(huán)境影響系數(shù)，并探討了CLI在我國(guó)的適用性，提出需要根據(jù)我國(guó)廠址數(shù)據(jù)，研究適合我國(guó)環(huán)境/社會(huì)影響的CLI。EUR提出的CLI給出了針對(duì)嚴(yán)重事故放射性釋放的驗(yàn)收標(biāo)準(zhǔn)，然而需結(jié)合國(guó)內(nèi)的實(shí)際情況制定適用國(guó)內(nèi)的準(zhǔn)則。本文在國(guó)內(nèi)相關(guān)研究的基礎(chǔ)上，對(duì)CLI相關(guān)系數(shù)的確定方法進(jìn)行修正，提出一種新的CLI環(huán)境影響系數(shù)計(jì)算方法。

1 CLI概念

1.1 CLI定義

EUR從場(chǎng)外應(yīng)急目標(biāo)的角度，針對(duì)設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況(包括嚴(yán)重事故)提出了4個(gè)不同的設(shè)計(jì)目標(biāo)，并針對(duì)每個(gè)設(shè)計(jì)目標(biāo)提出了相應(yīng)的驗(yàn)收準(zhǔn)則，即CLI，其中EUR的D版對(duì)這4個(gè)設(shè)計(jì)目標(biāo)的描述[11]如下：1) 廠址半徑800 m外不需采取應(yīng)急防護(hù)行動(dòng)(CLI-1)；2) 廠址半徑3 km外不需采取臨時(shí)避遷防護(hù)行動(dòng)(CLI-2)；3) 廠址半徑800 m外不需采取長(zhǎng)期的防護(hù)行動(dòng)(CLI-3)；4) 只造成非常有限的經(jīng)濟(jì)影響(CLI-4)。

針對(duì)設(shè)計(jì)目標(biāo)1～3，EUR給出的驗(yàn)收準(zhǔn)則表達(dá)式中僅考慮了嚴(yán)重事故后向環(huán)境釋放的9個(gè)特定核素：133Xe、131I、137Cs、131Tem、90Sr、103Ru、140La、141Ce、140Ba，采用式(1)對(duì)場(chǎng)外后果進(jìn)行評(píng)估和驗(yàn)收。針對(duì)設(shè)計(jì)目標(biāo)4，則分別給出131I、137Cs、90Sr的總釋放量限值。

(1)

其中：Rig和Rie分別為9個(gè)放射性核素中的第i個(gè)核素在相應(yīng)時(shí)間內(nèi)從地面和高架排放位置向環(huán)境釋放的釋放量，TBq；Cig和Cie分別為第i個(gè)核素從地面釋放和高架排放時(shí)的環(huán)境影響系數(shù)，Sv/TBq；Criterion為根據(jù)相應(yīng)應(yīng)急防護(hù)行動(dòng)干預(yù)水平得到的閾值，Sv。表1為CLI的相關(guān)系數(shù)。

表1 CLI相關(guān)系數(shù)Table 1 Coefficient of CLI

1.2 CLI理念

EUR提出的CLI表達(dá)式通過(guò)Criterion與場(chǎng)外應(yīng)急防護(hù)行動(dòng)建立對(duì)應(yīng)關(guān)系，CLI表達(dá)式的實(shí)質(zhì)是給出了一種計(jì)算場(chǎng)外放射性后果的簡(jiǎn)易公式，即用9個(gè)代表性核素的釋放量計(jì)算所有核素造成的放射性后果，在評(píng)估核電廠是否滿(mǎn)足放射性驗(yàn)收準(zhǔn)則時(shí)，采用放射性釋放量作為驗(yàn)收判定依據(jù)與直接采用放射性后果作為判定依據(jù)相比，前者可降低計(jì)算放射性后果時(shí)帶來(lái)的不確定性[11]。

當(dāng)核電廠發(fā)生嚴(yán)重事故后，堆芯內(nèi)的放射性物質(zhì)以不同形態(tài)釋放到安全殼和環(huán)境中。在進(jìn)行放射性源項(xiàng)釋放分析時(shí)，往往根據(jù)不同元素的性質(zhì)歸為不同的放射性核素分組，在分析時(shí)假設(shè)該組的放射性核素具有相同的物理化學(xué)性質(zhì)和釋放特點(diǎn)。早期的源項(xiàng)分析程序STCP及放射性后果分析程序MACCS均參照了NUREG-1150確定的放射性核素分組方式[12]，考慮了對(duì)于放射性后果影響較大的60個(gè)核素，并將60個(gè)放射性核素按照物理化學(xué)形態(tài)分為9組(表2)。在核素組中，每個(gè)核素所占的份額取決于堆芯積存量。以國(guó)內(nèi)某3代核電機(jī)組為例，停堆時(shí)刻131I的積存量為3.1×106TBq，而第2組所有核素的積存量之和為3.4×107TBq。分析放射性后果時(shí)，不能僅考慮131I的貢獻(xiàn)而忽略同一核素組中其他核素的貢獻(xiàn)。因此，Cig、Cie不僅僅代表核素i導(dǎo)致的放射性后果，而是代表了核素i所在核素組中所有核素對(duì)環(huán)境的影響。使用CLI時(shí)，默認(rèn)的前提條件是認(rèn)為代表性核素的釋放量與其所在的放射性核素組導(dǎo)致的放射性后果呈正比或接近正比關(guān)系。同樣，在計(jì)算放射性后果時(shí)也不能僅考慮某組核素造成的后果而忽略其他核素組的貢獻(xiàn)，如通過(guò)CLI準(zhǔn)則的Criterion與131I的環(huán)境影響系數(shù)CI之商作為滿(mǎn)足該CLI的131I極限釋放量[13]。

表2 放射性核素分組Table 2 Isotope in each radionuclide class

1.3 CLI相關(guān)系數(shù)的推導(dǎo)方法

CLI的實(shí)質(zhì)是一種計(jì)算場(chǎng)外放射性后果的簡(jiǎn)易公式，即用9個(gè)代表性核素的釋放量推算所有核素造成的放射性后果。因此確定CLI的實(shí)質(zhì)是尋找釋放量Ri與放射性后果的關(guān)系，即環(huán)境影響系數(shù)Ci。計(jì)算放射性后果通常有兩種方法，一種是通過(guò)基于廠址的大氣彌散因子數(shù)據(jù)計(jì)算事故后某一位置處的有效劑量，另一種是采用基于NUREG/CR-4691的MACCS程序計(jì)算[14]。采用基于廠址的大氣彌散因子數(shù)據(jù)計(jì)算得到的放射性后果通常更加保守。陳妍等[10]采用桃花江廠址的相關(guān)數(shù)據(jù)推導(dǎo)得到了桃花江廠址的環(huán)境影響系數(shù)Cig和Cie，其中Cig的計(jì)算公式為：

(2)

其中：DFAi為放射性核素i在空氣中的浸沒(méi)劑量轉(zhuǎn)換因子；(χ/Q)j為事故后在距離r處第j個(gè)釋放時(shí)間段的大氣彌散因子；DFGi為核素i的沉積劑量轉(zhuǎn)換因子；Vi為核素i的干沉積速率；Si為核素i在j釋放時(shí)間段內(nèi)r距離處的沉積劑量修正因子；λi為核素i的衰變常量；DFIi為核素i的吸入劑量轉(zhuǎn)換因子；Bj為成人在j個(gè)釋放時(shí)間段的呼吸率；Tj為第j個(gè)釋放時(shí)間段的時(shí)間長(zhǎng)度。

由式(2)可看出，計(jì)算Cig時(shí)僅考慮了核素i的貢獻(xiàn)，并未考慮核素i所在的核素組中其他核素的貢獻(xiàn)，與本文1.2節(jié)討論的CLI表達(dá)式基本理念不一致。此外，式(2)假設(shè)各時(shí)間段內(nèi)放射性物質(zhì)均勻釋放，這與實(shí)際放射性釋放過(guò)程有一定偏差，發(fā)生嚴(yán)重事故后，惰性氣體可認(rèn)為釋放速率恒定，而氣溶膠由于不斷的發(fā)生沉降、去除，其釋放主要集中在進(jìn)入嚴(yán)重事故后的初始階段。因此，考慮不同釋放階段核素的釋放速率后，式(2)修正為：

(3)

其中：Ri,j,k為第i個(gè)核素分組內(nèi)的第k個(gè)核素在第j個(gè)時(shí)間段內(nèi)的釋放量；Ri,j,0為第i個(gè)代表性核素在第j個(gè)時(shí)間段內(nèi)的釋放量。

2 CLI環(huán)境影響系數(shù)的確定方法

鑒于目前推導(dǎo)環(huán)境影響系數(shù)的方法與CLI設(shè)計(jì)理念存在一定的偏差，本文基于更加現(xiàn)實(shí)的嚴(yán)重事故源項(xiàng)分析和放射性后果分析方法，提出了一種新的CLI中環(huán)境影響系數(shù)確定方法。

2.1 基本步驟

本方法在確定環(huán)境影響系數(shù)時(shí)主要步驟為：1) 確定核素分組及代表性核素；2) 確定參考源項(xiàng)；3) 放射性后果分析；4) 環(huán)境影響系數(shù)的推導(dǎo)。圖1為環(huán)境影響系數(shù)確定方法流程圖。

2.2 確定放射性核素分組及代表性核素

放射性核素分組應(yīng)根據(jù)放射性核素的物理、化學(xué)性質(zhì)確定。本文參照當(dāng)前主流的嚴(yán)重事故分析軟件，如嚴(yán)重事故放射性源項(xiàng)分析軟件MELCOR、MAAP及放射性后果分析軟件MACCS，采用NUREG-1150的放射性核素分組方法，將60種放射性核素分為9組，且每個(gè)放射性核素分組的代表性核素參照EUR的CLI給出(表2)。

圖1 環(huán)境影響系數(shù)確定方法流程圖Fig.1 Flow chart of environmental impact coefficient calculation method

2.3 確定參考源項(xiàng)

放射性源項(xiàng)指事故后每個(gè)核素的釋放量和釋放過(guò)程，是進(jìn)行放射性后果分析的基礎(chǔ)，與具體堆型設(shè)計(jì)相關(guān)。因此參考源項(xiàng)的確定必須以實(shí)際的電廠設(shè)計(jì)參數(shù)為基礎(chǔ)。本文選取華龍一號(hào)作為參考堆型，采用嚴(yán)重事故一體化分析程序MAAP[15]，對(duì)華龍一號(hào)典型低壓嚴(yán)重事故序列的放射性源項(xiàng)釋放過(guò)程進(jìn)行分析。圖2為3個(gè)典型核素向環(huán)境釋放過(guò)程，表3列出每個(gè)代表性核素在不同時(shí)刻的參考釋放量。

2.4 放射性后果分析

采用放射性后果分析程序MACCS，基于廠址氣象條件數(shù)據(jù)(包括氣象條件、人口分布及各類(lèi)照射途徑參數(shù))建立放射性后果分析模型，分別計(jì)算第i個(gè)放射性核素組內(nèi)所有核素在距離核電廠x位置導(dǎo)致的放射性后果Di,x，Sv，其中i=1～9。這里的放射性后果Di,x考慮了第i個(gè)核素分組內(nèi)所有核素的貢獻(xiàn)。

圖2 典型核素向環(huán)境釋放過(guò)程Fig.2 Release process to environment of typical nuclide

表3 代表性核素的參考釋放量Table 3 Reference release of representative nuclides

放射性后果Di,x與距離x相關(guān)，本文基于華龍一號(hào)設(shè)計(jì)參數(shù)和漳州核電廠廠址條件，參考EUR D版中的CLI-1，提出非居住區(qū)(600 m)外無(wú)需撤離的目標(biāo)。需要注意的是，在最新的EUR E版中，相應(yīng)的目標(biāo)為距離反應(yīng)堆3 km外無(wú)需撤離，本文為了與文獻(xiàn)[10]進(jìn)行對(duì)比，仍選取了與EUR D版中CLI-1接近的目標(biāo)。根據(jù)GB18871附錄E2.1.2臨時(shí)撤離的通用優(yōu)化干預(yù)水平，要求事故后7 d內(nèi)環(huán)境累積劑量小于50 mSv，因此距離x為600 m，計(jì)算放射性后果的時(shí)間為事故后7 d。為了簡(jiǎn)化計(jì)算，本文假設(shè)所有釋放均為地面釋放。

2.5 環(huán)境影響系數(shù)的推導(dǎo)及結(jié)果

根據(jù)第i個(gè)代表性核素的參考釋放量R′i和其所在的放射性核素分組內(nèi)所有核素在x距離處導(dǎo)致的放射性后果Di,x，根據(jù)式(4)計(jì)算得到環(huán)境影響系數(shù)Ci,x。

(4)

表4給出了本文基于漳州核電廠廠址條件和本文提出的新方法計(jì)算得到的環(huán)境影響系數(shù)計(jì)算結(jié)果，同時(shí)給出了該準(zhǔn)則相近的EUR CLI-1地面釋放的環(huán)境影響系數(shù)以及文獻(xiàn)[10]中根據(jù)桃花江核電廠數(shù)據(jù)按照式(2)得到800 m不需要緊急防護(hù)行動(dòng)的相關(guān)系數(shù)。可看出，與文獻(xiàn)[10]中采用的計(jì)算方法相比，采用本文計(jì)算方法得到的環(huán)境影響系數(shù)與EUR CLI-1相關(guān)系數(shù)相比更加接近。需要指出的是，由于無(wú)法獲得EUR和文獻(xiàn)[10]采用的廠址氣象條件原始數(shù)據(jù)，表4中的系統(tǒng)推導(dǎo)結(jié)果參考了不同廠址的氣象條件，這會(huì)對(duì)環(huán)境影響系數(shù)的計(jì)算結(jié)果造成一定影響。

表4 環(huán)境影響系數(shù)計(jì)算結(jié)果Table 4 Calculation result of environmental impact coefficient

3 結(jié)論

在目前缺少針對(duì)嚴(yán)重事故的放射性釋放驗(yàn)收準(zhǔn)則背景下，EUR針對(duì)設(shè)計(jì)擴(kuò)展工況提出的CLI給出了一種通用的簡(jiǎn)化判定標(biāo)準(zhǔn)，已被多個(gè)歐洲國(guó)家所采用。通過(guò)對(duì)CLI進(jìn)行研究可知：1) CLI表達(dá)式中閾值與場(chǎng)外應(yīng)急防護(hù)行動(dòng)建立了對(duì)應(yīng)關(guān)系；2) CLI表達(dá)式的實(shí)質(zhì)是給出了一種計(jì)算場(chǎng)外放射性后果的簡(jiǎn)易公式，即用9個(gè)代表性核素的釋放量推算所有核素造成的放射性后果?；谝陨蠈?duì)CLI的認(rèn)識(shí)，采用更加現(xiàn)實(shí)的嚴(yán)重事故源項(xiàng)分析和放射性后果分析方法，提出了一種新的CLI中環(huán)境影響系數(shù)確定方法。并以華龍一號(hào)為參考堆型，基于漳州核電廠廠址的氣象數(shù)據(jù)，得到了滿(mǎn)足非居住區(qū)(600 m)外無(wú)需撤離目標(biāo)的環(huán)境影響系數(shù)。與EUR提出的相關(guān)環(huán)境影響系數(shù)相比具有一定的相似性，從而證明了該方法的理念是正確的。