核电厂严重事故工况下放射性废液滞留包容原则和措施

徐春艳，刘新华，*，柴国旱，毛亚蔚，杨林君，翁明辉，童节娟

（1.环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082；2.中国核电工程有限公司，北京 100089；3.中广核工程有限公司，深圳 518026；4.上海核工程研究设计院，上海 200233；5.清华大学，北京 100084）

核电厂严重事故工况下放射性废液滞留包容原则和措施

徐春艳1，刘新华1，*，柴国旱1，毛亚蔚2，杨林君3，翁明辉4，童节娟5

（1.环境保护部核与辐射安全中心，北京 100082；2.中国核电工程有限公司，北京 100089；3.中广核工程有限公司，深圳 518026；4.上海核工程研究设计院，上海 200233；5.清华大学，北京 100084）

福岛核事故后，严重事故废液的安全问题受到广泛关注。本文基于放射性废液的可控制性，研究确定了事故废液在核电厂内滞留和包容，不向环境排放的原则，并提出了AP1000以及国产自主化三代堆严重事故工况下放射性废液源项以及事故废液滞留和包容的措施，确保严重事故工况下环境安全特别是周边水资源安全。

核电厂；严重事故；放射性废液；滞留和包容

日本福岛核事故是继前苏联切尔诺贝利核事故后的又一次7级事故，给人类和环境造成了巨大的影响。与以前发生的核事故相比，福岛核事故是由9级地震后的强海啸引起的一次特殊的核事故，在事故后持续产生了大量放射性废液，并排放或泄漏进入周边海域，且到目前为止还在向海洋释放。据联合国原子辐射影响科学委员会2013年报告［1］，福岛核事故直接向海洋排放的放射性131I和137Cs分别约为1.0×1017Bq和1.2× 1015Bq，分别是其大气释放量的50%和10%。如何降低甚至避免核电厂在严重事故工况下的放射性废液对周边水体的危害，成为我国政府和公众对核电发展最为关心的问题之一。

福岛核事故发生后，我国对在运和在建核电厂的核安全综合检查表明［2］：我国核电厂具备一定的严重事故预防和缓解能力，安全风险处于受控状态，安全是有保障的。同时，2012年发布的《核安全与放射性污染防治“十二五”规划及2020年远景目标》［3］提出了“‘十三五’及以后新建核电机组力争实现从设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性”的要求。

本文基于放射性废液的可控制性，研究确定事故废液滞留和包容，不向环境排放的原则，并提出AP1000以及国产自主化三代堆严重事故工况下放射性废液源项以及事故废液滞留和包容的措施，确保严重事故工况下环境安全，特别是周边水资源安全。目前，事故废液滞留和包容的原则已经体现在《“十二五”期间新建电站安全要求》（征求意见稿）［4］“对于核电厂严重事故工况下产生的放射性废液，应考虑有效的滞留和包容措施，以便于进行后续处理”的要求中。

1 严重事故废液滞留和包容的原则

基于放射性废液的可控制性，确定将这类事故产生的废液滞留和包容在厂内，留待后续处理，确保环境安全。为确保核电厂在严重事故工况下放射性废液的有效控制，滞留和包容措施需遵循以下原则：

（1）纵深防御原则；

（2）多样性和冗余性原则；

（3）滞留和包容时间足够后续处理需要原则。

根据国家的应急响应能力和工业技术水平，用于严重事故废液的滞留和包容的措施应能提供几个月到几年的有效性，以便进行后续事故废液处理的准备和实施。

2 严重事故废液源项

严重事故的可能情况是非常复杂的［5］，也是多种多样的。为了推进有关放射性废液的滞留和包容能力的工程措施研究，本文在福岛核事故经验数据的基础上［6-7］，提出了极端严重事故源项和其他严重事故源项两类源项，在一定程度上包络可能出现的严重事故的废液源项。

2.1 极端严重事故废液源项

本文基于工程判断方法，对极端严重事故工况下废液产生量的估计做以下保守假设：

（1）全堆芯熔化，但能高置信度地维持反应堆压力容器和钢安全壳的完整性，保证通过安全壳内闭式循环排出反应堆和/或安全壳内热量，并将事故废液滞留在安全壳内；

（2）废液的产生量由安全壳内系统储水总量和应急补水两部分构成。根据各堆型的系统设计，将所有可能投入运行的各系统储存水量简单叠加；同时保守考虑应急补水，安全壳内应急补水流量约20m3·h-1；

（3）除惰性气体外，其它从堆芯释放到安全壳内的核素都认为被安全壳喷淋捕捉沉降在安全壳内，且平均约10%的份额溶解于水中，核素在水中均匀分布。

核电厂安全壳内的主要水源可能由于极端严重事故出现的堆芯损伤而受到污染，并成为放射性废液。表1～表3给出了AP1000［8］和两种国产自主化三代堆［9-10］在极端严重事故工况下安全壳内放射性废液的来源和水量。

表1 AP1000极端严重事故安全壳内放射性废液来源和水量Table 1 AP1000 containment liquid radioactivewaste volum e and sources in case of extrem ely severeaccident

表2 方案一极端严重事故安全壳内放射性废液来源和水量Table2 Option one containment liquid radioactivewaste volum eand sources in caseof extremely severeaccident

表3 方案二极端严重事故安全壳内放射性废液来源和水量Table 3 Option two containment liquid radioactivewaste volumeand sources in caseof extremely severe accident

从表1～表3可以看出，在极端情况下，核电厂各功能系统产生的废液总量约3300～5 700m3，这些废液分布在反应堆厂房。加上壳内应急补水，事故后3天达到4 800～7 200m3，7天达到6700～9 100m3。

根据18个月换料堆芯积存量以及以上废液的产生量，使用严重事故分析中的堆芯放射性物质进入安全壳的份额［11］（见表4）估算AP1000和国产自主化三代堆极端严重事故工况下放射性废液的活度浓度在1010Bq·L-1量级。根据《放射性废物分类》（GB 9133-1995），高放废液的活度浓度大于4.0×1010Bq·L-1，因此这类极端严重事故废液的活度已位于中放废液的上限。

必须指出，现在的核电厂在严重事故预防和缓解措施方面已进行了很大的改进［12］，尤其是AP1000［13］和国产自主化三代堆［14-15］。这些数值是在极端保守的情况下的估计值，仅用来评估极端事故工况下废液的滞留和包容能力。

2.2 其他严重事故源项估算

极端严重事故源项的估计是严重事故废液放射性水平的上限。为了便于研究严重事故工况下废液的滞留和包容措施，需要对严重事故废液的放射性水平做出现实的估计。

表4 堆芯放射性物质释放进入安全壳的份额（%）Table 4 Core releaseshare of radioactivematerial into the containm ent（%）

表5列出了东京电力公司2011年5月31日报告的各机组较高放射性积水量和活度浓度［7］。可以看出，这些积水的放射性活度浓度在107～1010Bq·L-1量级，属于中放废液，四台机组积水总体积约为10万m3，累计处理了84万m3。

表5 福岛各机组较高放射性积水量及活度浓度（2011.5.31）Table 5 Fukushim a higher radioactivewater volum eand activity concentration in each un it（2011.5.31）

尽管我国的核电厂不可能发生福岛这样的核事故，但是从严重事故废液源项分析的角度出发，可以看出2.1节给出的极端严重事故废液源项从放射性总量上是保守的，从活度浓度分布上是不可能覆盖所有严重事故景象的。

在没有对可能产生大量放射性废液的严重事故深入研究的现阶段，为了研究放射性废液的滞留和包容措施，假定其他严重事故的废水量在几千到几万m3范围内，活度浓度分布于从低放到中放区间，达不到高放废液水平。

2.3 源项结论

根据2.1和2.2节的两类严重事故源项分析结果，得出在现阶段用于放射性废液滞留和包容措施的废液源项为：

（1）极端严重事故源项：废液量小于1万m3，活度浓度约1010Bq·L-1，属于中放废液上限；

（2）其他严重事故源项：废液量几千到几万m3，活度浓度分布于从低放到中放区间。

3 严重事故废液的滞留和包容措施

日本福岛核事故后，国内相关单位借鉴福岛核事故的经验反馈，对严重事故后放射性废液的控制措施进行了研究。这些研究提出的事故废液滞留和包容措施包括反应堆厂房、核岛其他厂房、贮罐、滞留池和其他措施等，以下简要介绍这些措施的滞留和包容能力及其他设计考虑。

3.1 反应堆厂房

反应堆厂房的外层结构为安全壳，其功能是事故工况下放射性废气的包容，具有高抗震（抗震I类）、承压和极低气体泄漏的性能。在严重事故工况下，对于放射性废液也是最佳包容场所。在极端严重事故工况下，放射性废液的来源是反应堆厂房内的废水（如一回路冷却剂）和事故控制产生的废水（如安注喷淋水），产生于反应堆厂房，应在反应堆厂房内包容。考虑到事故工况下的废液放射性水平较高，转移到其他场所进行处理在技术路线上可能是不恰当的，因此反应堆厂房是极端事故工况下的唯一包容场所。对于其他严重事故，在反应堆厂房内产生的废液，也在反应堆厂房内包容。必要时，反应堆厂房可以作为其他厂房产生的废液的包容场所。

AP1000堆型：反应堆厂房0m以下空间对放射性废液滞留和包容能力约为3 300m3。国产自主化三代堆型方案一：反应堆厂房0m以下空间对放射性废液滞留和包容能力约为11600m3。国产自主化三代堆型方案二：反应堆厂房0m以下空间对放射性废液滞留和包容能力约为5 600m3。

3.2 核岛其他厂房

除反应堆厂房外的核岛其他厂房基本都按抗震I类进行设计（AP1000的废物厂房不是抗震I类），具有一定的气密性，可以作为严重事故工况下废液的有效包容场所。由于核辅助厂房等核岛其他厂房内有大量设备，为了减少事故处理的废物量，这些厂房最好仅滞留和包容本厂房内产生的低中放废液，当然也应滞留和包容反应堆厂房泄漏到本厂房的废液。必要时，作为纵深防御措施，这些厂房可以互为备用。

AP1000堆型：核岛其他厂房0m以下空间放射性废液滞留和包容能力约为3 000m3。国产自主化三代堆方案一：滞留和包容能力约为81400m3。国产自主化三代堆方案二：滞留和包容能力约为48 000m3。可以看出，两种国产自主化三代堆型0m以下空间足够滞留和包容严重事故工况下废液。AP1000堆型0m以下空间，足够滞留和包容极端事故工况下废液，但不足以滞留和包容其他严重事故工况下的废液。

3.3 废液贮罐

鉴于极端严重事故放射性废液的活度为中放废液上限，核电厂内的各种废液贮罐都不具有包容能力。对于除极端事故外的严重事故废液，核电厂内的各种废液贮罐都可以暂存。考虑到纵深防御和多样性等原则，核电厂应建设适量的废液贮罐，必要时可预留放置临时贮罐的场地。

在发生严重事故时，核电厂液态流出物排放监测箱可以排空，贮存事故中产生的低中放废液留待处理。目前，我国滨海核电厂设置了核岛废液排放厂房废液监测箱（总有效容积约1500m3）、常规岛废液排放监测箱（总有效容积1 500～3 000m3）。

在目前已有的部分内陆核电厂的初步设计中，已经考虑建造若干个废液滞留罐，对拟排放的液态流出物进行暂存衰变，以进一步减少向环境的排放。这些贮罐用于其他严重事故的废液暂存也是恰当的。无论内陆还是滨海核电厂，都应在正常运行排放贮罐的基础上，根据事故废液暂存的需要，设置若干个废液贮罐；或者预留场地，以便必要时及时增设贮罐。

3.4 滞留池

滞留池是专门为暂存严重事故中产生的低放废液而设计的纵深防御和多样性措施。作为多重屏障纵深防御的措施，可以设置专门的事故放射性废液滞留池。滞留池一般为钢筋混凝土结构，滞留池的容积按2台机组发生严重事故时需排出的放射性废液进行设计。滞留池按民用设计规范乙类进行设计。在核电厂正常运行期间，滞留池应配有疏水排空措施，上部需适当考虑预防外部雨水等侵入的防护措施，以免非正常积水导致事故工况下滞留池不能及时投运。事故工况下，可通过临时泵和临时管道将废液送至滞留池。应定期对滞留池进行检查，发现有保护涂层脱落或裂纹等缺陷应及时修补，以免发生渗漏。

3.5 分析比较

表6列出了以上这些措施的占地、建造费用、辐射防护和运行维护等方面的比较情况，也列出了各种措施的滞留和包容时间。

表6 废液包容和滞留措施比较分析Table 6 Com parative analysisofm easures of liquid waste containm ent and retention

根据第2节提出的严重事故废液滞留和包容原则，分别分析其在纵深防御、多样性和冗余性中的作用，以及有效的滞留和包容时间，研究提出了AP1000以及两种国产自主化三代堆严重事故工况下的事故废液滞留和包容措施（见表7）。

表7 严重事故废液滞留和包容纵深防御措施建议Table7 Proposedmeasuresof the containmentand retention ofdefense in depth of liquid waste in severe accident

4 结论及建议

通过以上研究分析发现，反应堆厂房和核岛其他厂房基本可以实现严重事故废液的滞留和包容。但考虑到滞留和包容的纵深防御、多样性和冗余性原则，提出如下建议：

（1）核电厂应在厂房外增设废液贮存设施，包括地面贮存罐、滞留池。发生严重事故时，对放射性废液，实现从安全壳和核岛厂房内的包容和滞留，到厂房外废液贮罐和滞留池的滞留和包容等措施，确保其滞留和包容能力满足事故废液处理的准备和实施。

（2）对于厂房外滞留措施的选择，应结合场址的地理和地质条件，并保证措施的冗余性和多样性。此外，在设计中还要从运行维护、辐射防护、经费投入和退役等多方面的因素综合考虑。建议对于滨海核电厂选择核岛厂房+贮罐的方式；对于内陆核电厂选择核岛厂房+贮罐+滞留池的方式。

鉴于本文是初步研究成果，建议对设计基准事故和严重事故下放射性废液的产生机理和产生量开展专题研究，给出事故工况下的废液源项，以便后续有针对性地开展事故废液的滞留和包容措施研究以及事故后废液处理技术研究。

［1］United Nations Scientific Committee on the Effectsof Atomic Radiation.2013ReportVolume1［R］.UNSCEAR，2013.

［2］国家核安全局.关于全国民用核设施综合安全检查情况的报告［R］.北京：核安全局，2012.

［3］国家核安全局.核安全与放射性污染防治“十二五”规划及2020年远景目标［R］.北京：核安全局，2012.

［4］国家核安全局.“十二五”期间新建电站安全要求（征求意见稿）［R］.北京：核安全局，2013.

［5］刘涛，玉宇，童节娟，等.核电厂严重事故序列选取准则探讨［J］.科技导报，2009，27（19）：24-27.

［6］王海洋，王晓霞，黄树明，等.福岛第一核电厂事故源项估算及方法比较［J］.核安全，2011（2）：14-19.

［7］东京电力公司.废液积存量/处理进展周报［R］.东京：东京电力公司，2011-2014.

［8］上海核工程研究设计院.AP1000核电厂事故工况下放射性废液的包容和控制研究［R］.2013.

［9］中国核电工程有限公司.核电厂严重事故工况下废液的包容和控制研究［R］.2013.

［10］深圳中广核工程设计有限公司.事故废液核岛厂房外滞留方案［R］.2013.

［11］IAEA.A Simplified Approach to Estimating Reference Source Termsfor LWRDesign［S］.IAEA-TECDOC1127.1999.

［12］王中堂.加强严重事故研究，提高核电厂安全水平［J］.核安全，2014（3）：1-3．

［13］张英振.AP-1000严重事故缓解措施［J］.核安全，2007（2）：38-45．

［14］温鸿钧.“华龙一号”：核电发展新起点［J］.中国电业（发电版），2014（10）：43-46．

［15］“华龙一号”档案［J］.环球市场信息导报，2014（44）：74-76.

A Prelim inary Study on thePrincip lesand M easurementsof Retention and ContainmentofRadioactive LiquidW aste under SevereAccidentConditionsofNPPs

XU Chunyan1，LIUXinhua1，*，CHAIGuohan1，MAOYawei2，YANG Linjun3，WENGM inghui4，TONG Jiejuan5
（1.Nuclearand Radiation SafetyCenterofMinistryofEnvironmentProtectionofChina，Beijing100082，China；2.ChinaNuclear PowerEngineeringCo.，Ltd.，Beijing100089，China；3.ChinaNuclear Power EngineeringCo.，Ltd.，Shenzhen518026，China；4.ShanghaiNuclearPowerEngineeringResearch&Design Institute，Shanghai200233，China；5.TsinghuaUniversity，Beijing100084，China）

Unprecedented attention is paid to the safety of radioactive liquid waste under severe accident conditionsof NPPsafter Fukushimaaccident.For China’snew ly-builtnuclearpower plants，on thebasisof thecontrollability of the liquid，a prelim inary study on the principles，source term andmeasurementsof retention and containmentof radioactive liquid waste in case ofsevereaccidentwascarried out.The aim of this study is to controlthe radioactivity released to theenvironment.

nuclear powerplants；severeaccident；radioactive liquid waste；retention and containment

TM 623.8

：A

：1672-5360（2015）04-0012-05

2015-08-23

2015-09-11

国家科技重大专项，项目编号2013ZX 06002001

徐春艳（1980—），女，湖南长沙人，高工／硕士，化学工程专业，现主要从事放射性废物管理审评和监督工作

*通讯作者：刘新华，E-mail：liuxhua225@sina.com