压水堆核电厂常规岛液态流出物排放管理探讨

徐春艳,刘新华,李小龙,方 岚,祝兆文,蒋 婧,李 娟

(1．环境保护部核与辐射安全中心,北京100082;2．中核核电运行管理有限公司,浙江 海盐314300)

压水堆核电厂常规岛液态流出物排放管理探讨

徐春艳1,刘新华1,李小龙1,方 岚2,祝兆文1,蒋 婧1,李 娟1

(1．环境保护部核与辐射安全中心,北京100082;2．中核核电运行管理有限公司,浙江 海盐314300)

本文根据《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》(GB 14587—2011)的基本要求,提出基于核电厂蒸汽发生器排污水放射性控制进行常规岛液态流出物排放管理的思路,并针对M310/CPR1000、WWER、AP1000和EPR四种堆型工程设计及存在的问题,通过研究提出我国压水堆核电厂常规岛液态流出物的排放管理改进建议,可供核安全监管和核电厂设计、运行管理参考。

常规岛液态流出物;排放管理要求;蒸汽发生器排污

目前我国压水堆核电厂主要包括CPR1000、WWER、AP1000和EPR四种堆型。CPR1000技术源于法国引进的百万千瓦级堆型-M310堆型;WWER是采用俄罗斯引进的百万千瓦级堆型;AP1000和EPR是采用第三代核电技术的先进堆型,单机容量分别为125万千瓦和175万千瓦。核电厂产生的液态流出物分为核岛液态流出物和常规岛液态流出物,本文仅探讨常规岛液态流出物排放管理。各核电厂均对常规岛液态流出物实施槽式排放,但在排放控制和排放量统计上存在差异,产生了一些管理问题。

本文在简要分析M310/CPR1000、WWER、AP1000和EPR四种堆型蒸汽发生器排污系统放射性控制和常规岛液态流出物排放管理现状的基础上,根据《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》[1](GB 14587—2011)的基本要求,提出基于核电厂蒸汽发生器排污水放射性控制进行常规岛液态流出物排放管理的思路,研究提出适用于我国压水堆核电厂常规岛液态流出物的排放管理改进建议。

1 液态流出物排放管理要求

《核动力厂环境辐射防护规定》(GB 6249—2011)[2]、《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》(GB 14587—2011)对液态流出物排放管理有详细规定和要求:

(1)核电厂营运单位应采取有效措施,保证放射性液态流出物排放系统的设计和运行以及核电厂放射性液态流出物排放的管理满足《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》(GB 18871—2002)的相关要求,遵循“辐射防护最优化”和“废物最小化”的原则,实施放射性液态流出物年排放总量控制和排放浓度控制。

(2)核电厂放射性液态流出物排放系统的设计应保证来自核岛系统的放射性液态流出物和来自常规岛系统的放射性液态流出物进入不同的排放系统,严禁将电厂非放射性废水纳入电厂放射性液态流出物排放系统。

在核电厂正常运行时,常规岛液态流出物几乎不含放射性,因此,应和核岛液态流出物分开管理,且应针对常规岛液态流出物特征进行科学合理的排放管理。

2 常规岛液态流出物排放管理现状

常规岛液态流出物排放量约为10万m3/a,主要包括:

—冷凝器热阱的疏水、汽轮机厂房汽水回路的疏水和排气冷凝液、疏水回收池中收集的排水、冷凝液集水坑中收集的疏水。

—蒸汽发生器排污系统排放的废液。

常规岛废液的放射性主要是由于蒸汽发生器传热管泄漏导致一回路放射性进入二回路而引起的。典型二回路系统流程简图见图1。

图1 典型电站二回路系统流程简图Fig.1 simplified flowchart of Second-loop system of typical nuclear power plant

以下分别以岭东[3]、田湾[4]、三门[5]和台山核电厂[6]为例介绍国内四种压水堆堆型常规岛液态流出物排放管理现状。

2.1 常规岛液态流出物排放控制

对于 M310/CPR1000、WWER、AP1000和EPR堆型核电厂,常规岛设置监测排放系统,对二回路液态流出物进行槽式监测排放。监测排放系统一般设置3个监测排放槽。正常运行时,三个监测排放槽中的一个接收废液,一个混合、取样分析和监测排放废液,另一个备用。废液在贮槽内经充分混合使其成分均匀,进行人工取样实验室分析。通常槽内水质取样检测结果达到排放标准后,由排水泵把取样合格的液态流出物输送到排放总管,经在线连续辐射监测后排往循环冷却水排水管线排放;若不合格则返回处理。在排放管线上还设有电厂辐射监测系统实施连续在线γ监测。

各堆型常规岛液态流出物排放控制要求的现状参见表1[3-6]。从表1可知,目前各堆型常规岛液态流出物排放浓度控制值和报警阈值的设置,以及排放量的统计方法均存在较大的差异,其科学性和合理性还有待进一步研究。

表1 常规岛液态流出物排放控制要求Table 1 Control of radioactivity of liquid effluent of Conventional Island

2.2 常规岛液态流出物实际排放量

国内运行核电厂常规岛液态流出物一直低于探测限,为了解常规岛液态流出物放射性核素含量究竟有多少,田湾核电站结合常规岛废液排放系统的设计情况和历年排放监测情况,采用大体积、长时间及化学浓集的方法开展常规岛液态流出物实际活度的研究工作,此次研究将常规岛液态流出物中除氚和碳-14外其余核素正常运行期间的探测下限1.0E＋03 Bq/m3水平最大降低至原来的1/100左右,共计开展了5次实验分析,实验研究结果(见表2)表明,常规岛液态流出物排放系统排放小于10 Bq/m3量级,远低于原探测下限,与环境水样的放射性处于同一水平,也就是说GCR系统废水是干净的[7]。

通过田湾核电厂常规岛液态流出物实际活度的研究工作,我们可以看出,由于一回路向二回路泄漏率低,核电厂常规岛液态流出物与环境水样的放射性处于同一水平,几乎不含核电厂运行产生的放射性核素。

表2 2014年田湾核电站常规岛液态流出物实际排放量研究监测数据Table 2 Date of discharge amount of liquid effluent of Conventional Island of TIANWAN nuclear power plant in the year of 2014

2.3 存在的问题

(1)排放控制

目前各核电厂常规岛液态流出物的排放控制方式与核岛液态流出物基本相同,仅在排放控制值上略低,这样的控制方式,不利于及早发现和控制核电厂一回路向二回路泄漏。同时,由于核岛液态流出物排放控制值为1 000 Bq/L,低于此值的常规岛液态流出物返回核岛处理系统,并没有实际意义。

(2)排放量统计

核电厂液态流出物运行监测数据是核电厂环境影响现状评价的基础数据,是向监管部门报告的主要运行数据之一,是信息公开的主要运行数据。因此,各运行核电厂应准确测量和报告液态流出物的实际活度浓度。目前,我国运行核电厂常规岛液态流出物排放管理中,除田湾核电厂对于取样监测低于探测限的测量结果按照探测限的1/2计算排放量外,其他核电厂低于探测限时均不计入排放量。按照GB 6249—2011的要求,“对于低于探测限的相关结果应通过实验分析进行合理估算,确实无法估算的,在排放量统计时按探测限的二分之一取值进行”,这样就会导致常规岛排放量的大大高估。目前田湾除氚和碳-14以外的其他核素排放量主要来源于GCR系统,占电厂排放量的75%以上[7],这与电厂实际运行情况不相符。

3 排放管理改进研究

针对2.3节分析的常规岛液态流出物排放管理存在的问题,本文基于核电厂正常运行时常规岛液态流出物几乎不含放射性的现实,拓宽管理思路,提出应将常规岛液态流出物排放进行提前控制,从蒸汽发生器排污系统放射性控制现状、蒸汽发生器排污水放射性活度和常规岛液态流出物排放管理改进措施等方面开展研究。

3.1 蒸汽发生器排污系统放射性控制现状

核电厂正常运行期间,蒸汽发生器排污水经冷却、降压、净化和放射性监测后进行回收复用。蒸汽发生器排污水能否回收复用取决于其杂质的浓度水平。

各堆型蒸汽发生器排污系统放射性控制要求现状参见表3[3-6]。从表3可知,目前各堆型蒸汽发生器排污系统的报警阈值和报警响应行动等各不相同,这个问题在审评中受到了重点关注,目前国内相关研究机构正在开展进一步研究工作。

3.2 蒸汽发生器排污水放射性活度浓度估算

通过分析蒸汽发生器水中放射性的来源及去向,建立简单的模型进行分析计算,得到蒸汽发生器水中的放射性活度与一回路放射性活度及一回路向二回路泄漏率之间的关系。

表3 各堆型蒸汽发生器排污系统放射性控制要求现状Table 3 Status Control of radioactivity of steam generator blow-down system

蒸汽发生器水中的放射性活度是由蒸汽发生器传热管破损而引入的,而排污净化、蒸汽携带和放射性核素衰变则会造成蒸汽发生器水中活度浓度的降低。对于除Kr和Xe等惰性气体之外的核素,蒸汽分配因子近似为0,核素活度浓度的变化可近似表示为一阶常微分方程:

式中:MSG——蒸汽发生器中水的质量(kg);

AAPG——蒸汽发生器水中核素的活度浓度,也是排污流中的活度浓度(Bq/kg);

QAPG——排污率(t/h);

Qleak——蒸汽发生器传热管泄漏率(kg/h);

ARCS——回路冷却剂中核素的活度浓度(Bq/kg);

λ——核素衰变常数(h－1)。

这里,考虑量级关系后忽略了蒸汽中携带的部分和补充水时引入的活度浓度。

变频调速系统的电压暂降免疫度计算及关键参数设计//莫文雄,许中,马智远,陈伟坤,钟庆//(18):157

方程(1)的初始条件为:方程(1)的解为:

以阳江3&4号为例[8],三台蒸汽发生器QAPG为50 t/h,MSG＝3×47.012 t,指数部分常数值大于0.2 h－1。可见蒸汽发生器水中核素活度浓度将在数小时后达到稳定值:

由(3)式可知,当三台蒸汽发生器传热管泄漏率为1.5 kg/h时,AAPG/ARCS约为4E-05;有一台蒸汽发生器传热管泄漏率为70 kg/h时,AAPG/ARCS约为5E-03。

台山核电厂一回路取现实源项(即一回路131I当量为0.2 GBq/t)时,蒸汽发生器内70 kg/h的泄漏率会导致蒸汽发生器排污水内的放射性浓度达到2 000 Bq/L。表4中采用现实源项计算出的结果与台山的结果在同一数量级,说明本研究采用的二回路源项计算模型和计算方法是合理的。

表4 蒸汽发生器排污水活度浓度计算结果Table 4 Calculation results of activity concentration of steam generator sewage water

3.3 排放管理改进措施

3.3.1 蒸汽发生器放射性控制

(1)将蒸汽发生器排污水放射性监测控制作为常规岛液态流出物排放控制的前置控制措施。

通常情况下,二回路是基本不含人工放射性核素的,只有当蒸汽发生器传热管出现泄漏时,才会有放射性。蒸汽发生器排污水放射性监测控制是控制常规岛放射性排放的有效方法,可避免常规岛排放系统对放射性的稀释排放;

蒸汽发生器排污系统辐射监测仪表应有以下两个主要功能,其一控制排污水的去向;其二应该是发现异常和事故工况。核电厂应合理设置两级报警值和报警后动作,第一级报警用于发现蒸汽发生器泄漏异常工况,此时排污水应通过核岛排放系统排放,以防止常规岛排放系统的污染和放射性的稀释排放,并查找原因,或采取初步预警措施;第二级报警用于探测蒸汽发生器事故泄漏,此时,蒸汽发生器排污水引入到核岛废液处理系统处理或排放,并采取事故应急措施。

蒸汽发生器放射性控制改进建议见表5。

表5 蒸汽发生器放射性控制改进建议Table 5 Suggestions for improving the control of radioactivity of steam generator

3.3.2 常规岛液态流出物放射性判断性控制

从表1可以看出,CPR1000/M310、VVER、EPR堆型常规岛排放浓度控制值与核岛基本一致,这是不合理的。从源项分析和田湾常规岛液态流出物实际放射性水平的研究来看,正常情况下,常规岛液态流出物是基本不含放射性的。各电厂应结合源项计算和电厂运行经验反馈,调整常规岛液态流出物排放浓度控制值、管理目标值、在线监测仪表探测限和两级报警值等;常规岛液态流出物排放浓度管理目标值应根据目前各电厂的实际排放浓度进行适当降低,并控制在设计排放浓度以下。应根据排放浓度管理目标值合理确定在线监测仪表探测限、在线连续监测装置的第一报警值和第二报警值。第一报警值设置目的是及时发现常规岛液态流出物排放异常,因此,其控制值应是一旦确定常规岛液态流出物有放射性就报警,以便电厂及时采取措施。第二报警值设置目的是终止排放,报警与排放阀联锁,一旦发生报警,联锁关闭排放阀,终止排放。同时采取事故应急措施。

常规岛液态流出物排放控制改进建议见表6。

表6 常规岛液态流出物排放控制改进建议Table 6 Suggestions for improving the control of liquid effluent discharge of conventional island

3.3.3 常规岛液态流出物放射性定量统计

通过蒸汽发生器排污水放射性控制作为常规岛液态流出物放射性控制的前置控制措施后,认为正常情况下,常规岛液态流出物是不含放射性的。通过蒸汽发生器排污水放射性控制作为前置控制,在前置控制不报警的情况下,简化常规岛液态流出物排放取样监测,且仅当测量结果高于探测下限时计入流出物排放量,当测量结果低于探测下限时不再纳入流出物排放量统计;而当前置控制出现报警时,对每罐液态流出物取样进行核素分析,当测量结果小于探测下限时按照探测下限的1/2计入流出物排放量。

4 结论和建议

本文根据《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》(GB 14587—2011)的基本要求,提出基于核电厂蒸汽发生器排污水放射性控制进行常规岛液态流出物排放管理的思路,并针对M310/CPR1000、WWER、AP1000和 EPR 四种堆型工程设计,通过研究提出我国压水堆核电厂常规岛液态流出物的排放管理改进建议:

(1)蒸汽发生器排污水放射性监测控制作为常规岛液态流出物排放控制的前置控制措施;

(2)加强对蒸汽发生器排污水放射性控制,明确蒸汽发生器排污水辐射监测仪表的用途,调整蒸汽发生器排污水放射性监测仪表报警值及排污水去向,发现泄漏时将放射性单独收集监测排放;

(3)正常情况下,常规岛液态流出物是不含放射性的可简化液态流出物排放的取样监测和排放控制。各电厂应结合源项计算和电厂运行经验反馈,调整常规岛液态流出物排放浓度控制值、管理目标值、在线监测仪表探测限和两级报警值等;

(4)当蒸汽发生器排污系统放射性监测出现报警后,常规岛液态流出物排放系统对废液进行单独收集、监测,并计入排放量。

建议各电厂根据以上建议,结合核电厂源项分析、实际运行情况和流出物监测结果,进一步开展常规岛液态流出物的排放管理和蒸汽发生器排污系统放射性控制要求研究,根据研究成果优化排放管理。

[1] GB 6249—2011核动力厂环境辐射防护规定.[S]．2011年2月．

[2] GB 14587—2011核电厂放射性液态流出物排放技术要求.[S]．2011．

[3] 岭东核电有限公司.岭澳核电站3、4号机组最终安全分析报告及审评材料[R],2009．

[4] 田湾核电有限公司.田湾核电厂1、2号机组最终安全分析报告及审评材料[R],2011．

[5] 三门核电有限公司.三门核电一期工程1&2号机组最终安全分析报告及审评材料[R],2012．

[6] 台山核电有限公司.台山核电厂1、2号机组最终安全分析报告及审评材料[R],2012．

[7] 田湾核电有限公司.田湾核电厂常规岛废液放射性水平研究报告[R],2014．

[8] 阳江核电有限公司.阳江核电站3、4号机组最终安全分析报告及审评材料[R],2014．

[9] 中科华核电技术研究院.一回路源项优化设计研究—腐蚀产物和裂变产物源项．[R]．2013．

Preliminary discussion on liquid effluent discharge management of conventional island of PWR

XU Chun-yan1,LIU Xin-hua1,LI Xiao-long1,FANG Lan2,ZHU Zhao-wen1,JIANG Jing1,LI Juan1
(1．Nuclear and Radiation Safety Center of Ministry of Environment Protection of China,Beijing 100082;2.Third Qin-shan Nuclear Power Co.,Ltd.,Haiyan of Zhejiang Prov．314300)

In this paper,according to basic requirements of technical requirements for discharge of radioactive liquid effluents from nuclear power plant(GB 14587—2011),the thought of steam generator sewage control as the pre-control of conventional island liquid radioactive effluent discharge management was proposed．Meanwhile,for the design situation and existing problems of M310/CPR1000,WWER,AP1000 and EPR,this paper has proposed improvement suggestions of conventional island liquid effluent discharge management of the PWR NPP in China．These suggestions provide a reference for the review and operational management．

conventional island liquid effluent;discharge management;steam generator sewage

2015-10-29

国家科技重大专项“大型先进压水堆及高温气冷堆核电站”课题“CAP1400安全审评关键技术研究”(课题编号:2013ZX06002001)——子课题14:CAP1400放射性废物管理系统工艺监测研究项目资助

徐春艳(1980—),女,湖南,硕士,高级工程师,主要从事放射性废物安全监管技术支持工作

李小龙:free123orange＠163．com

TM623.8

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0258-0918(2016)02-0237-08