核电厂一回路源项和排放源项框架体系研究

方 岚，刘新华，祝兆文，徐春艳

(1.生态环境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)

核电厂放射性源项包括正常运行源项和事故源项两大类，科学地评估核电厂源项对保护工作人员、公众和环境免受电离辐射危害具有重要意义。本文研究核电厂正常运行源项，包括一回路源项和气、液态流出物排放源项(以下简称源项)。

我国压水堆核电机组主要沿自法国的M310和EPR、美国的AP1000和俄罗斯的VVER-1000(以下简称VVER)，这些引进堆型的源项在我国应用中还存在一些问题。核电厂源项设计是否合理，直接影响到排放源项的准确性和环境影响评价源项的合理性。鉴于核电厂源项的重要性，2008年源项问题被列为M310/CPR1000系列核电厂的共性问题研究。新建的EPR、AP1000和VVER堆型核电项目的审评中，源项问题也被列为核电厂许可证条件之一。

本文通过分析不同堆型源项在我国应用中存在的问题，研究构建我国核电厂通用的一回路源项和排放源项框架体系，为解决国内核电厂源项计算中长期存在的问题，也为我国华龙一号和CAP1400堆型的源项计算提供技术基础。

1 引进堆型的源项分析

1.1 引进堆型源项简介

1.1.1M310堆型

M310堆型的源项是20世纪80年代法国提供的，这套源项是我国CPR1000/CNP600等核电厂源项的研究基础，也是我国华龙一号堆型源项的研究基础。本节分析M310堆型岭澳核电厂初步安全分析报告(PSAR)中的源项。

一回路裂变产物源项：两套，即现实源项和设计源项。现实源项为0.55 GBq/t131I剂量当量，该值为法国20世纪80年代900 MW电厂总运行约200堆·年(其中不包括布热2号电厂的第2个和第8个循环)每个燃料循环末所记录碘活度的平均值。设计源项是假设发生0.25%燃料包壳破损(即堆芯中有 0.25%的燃料棒包壳发生了破损，简称0.25%燃料破损率)，计算结果归一到37 GBq/t131I剂量当量，该值与电厂技术规格书的运行限值保持一致。一回路源项谱采用法国开发的PROFIP程序计算得到。131I剂量当量，是指碘的同位素131I、132I、133I、134I和135I共同照射对人体甲状腺产生的剂量，与131I单独照射产生的剂量相等时131I的活度浓度，简称I-131当量或131I当量。

一回路活化腐蚀产物源项：两套，即现实源项和设计源项。两套源项均基于法国开发的PACTOLE程序计算和运行数据确定，设计源项为现实源项的3倍。

排放源项：两套，即工况A(Case A)源项和工况B(Case B)源项。对于工况A，假设整个燃料循环中一回路131I当量为0.55 GBq/t。对于工况B，假设前1/4燃料循环一回路131I当量为0.55 GBq/t、中间1/2燃料循环为4.44 GBq/t、后1/4燃料循环为37 GBq/t，整个燃料循环一回路131I当量平均值为11.6 GBq/t。排放源项采用法国开发的REJGAS和REJLIQ程序计算。

M310堆型提供了两套氚排放源项，没有提供14C排放源项。

M310堆型的源项总体上反映了20世纪七、八十年代法国核电厂的运行水平和设计要求，也满足当时我国相关法规标准的要求。我国CPR1000等二代加改进型机组，对氚和14C源项进行了一些优化，裂变产物和活化腐蚀产物源项主要沿用M310堆型源项的计算方法。

1.1.2EPR堆型

EPR堆型源项主要基于运行数据确定，本节分析台山核电厂1/2号机组最终安全分析报告(FSAR)[1]中提供的源项。

一回路源项：两套，即现实源项和设计基准源项。裂变产物现实源项基于近年法国电厂244堆·年的运行数据确定，131I当量为0.2 GBq/t。裂变产物设计基准源项基于0.25%燃料包壳破损率计算，131I当量为22.8 GBq/t。一回路活化腐蚀产物源项基于法国N4电厂运行数据确定。

排放源项(包括氚源项和14C源项)：两套，即预期排放量和最大排放量，均基于法国1 300 MW电厂设计值和运行数据确定，并适当考虑了EPR堆型在材料选取、一回路水化学和系统设计上的改进。预期排放量基于法国1 300 MW电厂24堆·年的运行数据确定，取其第一四分位数。最大排放量基于法国1 300 MW电厂的设计排放源项，并考虑了正常运行的所有情况(包括停堆瞬态)。

1.1.3AP1000堆型

AP1000堆型源项分析方法基于AP1000 DCD(Design Control Document)16版，是美国西屋公司根据美国标准审查大纲(SRP)的要求计算的。本节分析三门核电厂1/2号机组FSAR中提供的源项[2]，这些源项也是我国CAP1400堆型源项的研究基础。

排放源项：一套，名为正常运行排放源项，该源项基于一回路现实源项，采用美国开发的气、液态流出物排放源项计算程序PWR-GALE计算得到。另外还提供了一套氚源项和一套14C源项，14C源项只给出了气态途径的释放，没有考虑液态途径的释放。

1.1.4VVER堆型

田湾核电厂VVER 1/2号机组的PSAR[3]中，提供了两套裂变产物源项，一套活化腐蚀产物源项、一套氚源项和一套14C源项。

裂变产物正常排放源项和设计排放源项计算时，一回路碘总活度分别取49 GBq/t 和250 GBq/t。碘总活度是指碘的同位素131I、132I、133I、134I和135I的活度浓度之和。VVER源项总体上反映了VVER电厂当时的运行水平和设计要求。

1.2 引进堆型源项在我国应用中存在的问题

根据1.1节介绍，所有堆型PSAR和FSAR中均提供了一回路源项和排放源项，每套源项都由裂变产物、活化腐蚀产物、氚和14C四类核素(或四类源项)构成。本节以裂变产物源项为例，分析引进堆型源项在我国应用中存在的主要问题，其他源项存在的问题也类似，本节只做简单介绍。

为便于理解，本文绘制了引进堆型裂变产物源项示意图，如图1所示。

图1 引进堆型裂变产物源项示意图Fig.1 Framework of fission product source terms of imported reactor types

1.2.1M310/CPR1000堆型

旅游管理专业实践教学活动的开展离不开各种配套设施的保障。很多学校实验室较少，难以支撑实验实训课程的开设，只能做些简单的模拟训练，影响实践教学质量；旅游管理专业教师队伍多为理论型人才，具有实践能力和经验的教师数量较少，很多实践课程出现无人可带的局面；实践教学缺乏资金支持，学生外出实习和校内实验实训的经费紧张，难以满足旅游管理专业实践教学的需要；校企合作流于表面，旅游企业往往作为校外实习基地存在，难以真正融入到专业实践教学过程中。

M310一回路裂变产物现实源项基于20世纪80年代法国电厂运行数据确定，CPR1000等二代加改进堆型基本沿用了M310源项的计算方法。由于设计时间相隔近20年，CPR1000在堆芯设计、燃料设计和制造、一回路水化学优化和运行管理方面都有所改进，同时我国法规标准对核电厂流出物排放管理要求也进一步提高，继续沿用M310源项，可能代表性不够或无法满足现今法规标准的要求。M310/CPR1000堆型Case B排放源项一回路碘当量的基本假设，也一直没有得到合理的解释。

此外，M310/CPR1000堆型对排放源项如何应用并没有明确的规定。双机组电厂环境影响评价时，有的采用Case A+Case B 排放源项，有的采用2 Case B排放源项。多机组厂址Case A和Case B的组合方式更是多种多样。对环境影响评价三关键(关键核素、关键照射途经和关键居民组)分析源项，有的电厂采用Case A，有的电厂采用Case B。

由于存在上述问题，2008年源项问题被列为M310/CPR1000系列电厂的共性问题之一开展研究。

1.2.2EPR堆型

EPR堆型源项主要基于运行数据确定，总体上反映了当前法国和德国电厂的正常运行水平和设计要求。台山核电厂1/2号机组FSAR审评中，审评方认可了一回路源项，但认为排放源项的科学依据不够充分，虽然采用电厂运行数据确定排放源项理论上是可行的，但法方用于计算排放源项的运行数据仅有24堆·年，且未能说明所统计机组当时的运行情况，以及数据的统计和处理方法。根据我国核电厂的运行数据，正常运行期间特别是未发生燃料元件破损时，惰性气体等裂变产物的排放浓度通常低于监测方法的探测限[4]。完全基于运行数据确定排放源项时，数据的代表性和数据处理方法是非常重要的。

此外，EPR堆型排放源项与一回路源项和废气废液处理系统的设计没有直接关系，不能反映工艺系统、废气废液处理系统的设计特点。因此，审评方建议设计方应收集更多同类电厂、更长历史的运行数据，结合电厂设计，通过科学合理的方法重新确定排放源项。

1.2.3AP1000堆型

AP1000堆型只提供了一套正常运行排放源项，三门核电厂1/2号机组选址、建造和运行阶段都采用这套正常运行排放源项进行厂址容量论证、辐射环境影响评价和三关键分析等，但一直没有得到我国的审评认可。因为这套源项基于美国20世纪70年代的运行数据计算，这些数据过于陈旧，用于第三代堆型的设计可能没有代表性。此外，这套源项作为现实排放源项，可能不够“现实”；作为设计排放源项又可能不够“保守”。西屋公司在论证流出物排放能否满足10 CFR 20附录B[5]限值时，是采用0.25%燃料包壳破损(37 GBq/t131I当量)计算的流出物排放浓度进行比较，说明西屋公司也不认为正常运行排放源项就是保守排放源项。

另外，AP1000一回路活化腐蚀产物现实源项比设计基准源项高2倍，一回路106Ru/106Rh现实源项比设计基准源项高1 700倍，106Ru/106Rh排放量占液态流出物中除氚外核素排放量的57%，这些源项都存在问题。前几年106Ru/106Rh被列为AP1000关键核素研究，花费巨大[6]。

1.2.4VVER堆型

VVER堆型一回路裂变产物源项基于燃料气密性丧失率和燃料包壳破损率计算。破损正常运行限值对应0.2%气密性丧失、0.02%破损率；破损安全运行限值对应1.0%气密性丧失、0.1%破损率。

技术规格书中破损正常运行限值碘总活度取37 GBq/t、安全运行限值碘总活度取370 GBq/t。而PSAR第11章中这两套源项碘总活度分别取49 GBq/t 和250 GBq/t。田湾3/4号机组PSAR审评中，审评方建议第11章的源项应与技术规格书运行限值保持一致。

此外，双机组VVER电厂环境影响评价时，假设一台机组全年处于破损正常运行限值；另一台机组全年3/4时间处于破损正常运行限值、1/4时间处于破损安全运行限值。由于一回路放射性水平达到破损安全运行限值时，在设计中作为事故工况考虑，将该假设用于正常运行排放源项的计算可能过于保守。田湾3/4号机组PSAR审评中，审评方建议重新确定正常运行和预期运行事件工况下的一回路源项，并重新计算气液态流出物排放源项。

综上所述，各类引进堆型源项在我国应用中主要存在以下问题：

1) 各类源项的应用目的不明确，源项的计算可能与电厂设计和应用脱节；

2) 不能针对核电厂选址、建造和运行不同阶段，分别提供合理的排放源项，不满足各阶段环境影响评价的需要；

3) 有的堆型只提供了一套排放源项，有的堆型没有提供液态14C排放源项，无法满足环境影响评价的不同需要；

4) CPR1000和AP1000堆型一回路现实源项基于20世纪七、八十年代电厂的运行数据确定，这些数据过于陈旧，如用于当前先进堆型的设计，可能没有代表性；

5) 各类堆型源项体系庞杂，缺乏统一的基础，不利于审评、监管和技术交流；

6) 有的堆型原废液处理系统设计和排放源项计算时，未考虑《核电厂环境辐射防护规定》(GB 6249—2011)中槽式排放口除氚外核素排放浓度小于1 000 Bq/L等要求，需进行设计改进。

由于存在上述问题，新建的EPR、AP1000和VVER堆型核电项目审评中，源项问题均被列为核电厂许可证条件之一。

2 一回路源项和排放源项框架体系的研究

为解决引进堆型源项计算中存在的问题，也为我国华龙一号和CAP1400堆型的源项计算提供技术基础，2013—2016年，我国开展了核电厂一回路源项和排放源项框架体系(以下简称源项框架体系)的研究工作，对核电厂正常运行源项的分类、用途、基本假设、框架图和基本要求等开展了系统研究。

2.1 源项的分类和用途

核电厂一回路源项主要用于放射性废物管理系统设计(以下简称废物管理系统设计)、辐射防护设计、放射性废物最小化管理、辐射防护最优化和排放源项计算等。

用于废物管理系统设计和辐射防护设计的一回路源项应具有包络性，以满足电厂正常运行(包括预期运行事件)和不同运行工况的要求。而用于废物最小化管理和辐射防护最优化的一回路源项，则应能真实反映电厂的实际运行情况。因此，出于不同的应用目的，本研究将一回路源项分为保守的设计源项和真实的现实源项，参见表1。

核电厂排放源项主要用于环境影响评价和气液态流出物排放量申请等。同样，为了满足我国法规标准中对核电厂选址、建造和运行阶段环境影响评价的要求，同时准确评估核电厂正常运行的真实辐射影响，本研究将排放源项也分为设计排放源项和现实排放源项。

表1 源项的分类和主要用途Tab.1 Classification and main usages of source terms

2.2 源项的基本假设

一回路源项和排放源项的计算涉及到诸多参数和假设，如一回路燃料包壳破损率和活度水平、一回路冷却剂泄漏率、厂房通风系统对气溶胶和碘的净化效率等，其中一回路裂变产物131I当量是源项计算中最基本也重要的假设。一回路131I当量反映了燃料包壳破损情况。随着堆芯设计水平、燃料设计和制造水平、一回路水化学优化和运行管理水平的提高，压水堆核电厂燃料包壳破损率已从早期的万分之四降到了目前的十万分之一以下[4]。据法国和中国核电厂最近20多年的运行数据，一回路I-131当量平均值已降至0.1 GBq/t以下。本文的运行数据均指实验室取样测量数据。

2014年我国源项框架体系阶段性研究成果中，建议统一不同堆型源项计算的基本假设，将所调研到的国内外核电厂一回路I-131当量运行数据的平均值(0.1 GBq/t)和最大值(5 GBq/t)，作为现实排放源项和设计排放源项计算的基本假设[7]。不同堆型安全分析报告中一回路131I当量取值与本研究建议值的对比情况列于表2。

现实排放源项基本假设131I当量0.1 GBq/t的确定，为现实排放源项的计算和环境影响评价中的三关键分析提供了更加真实的基础。在美国国家标准ANSI/ANS-18.1—2016[8]中，也已将核电厂一回路裂变产物131I当量从ANSI/ANS-18.1—1984版的3.0 GBq/t降至大约0.1 GBq/t，与本研究建议值一致。

设计排放源项基本假设131I当量5 GBq/t，应结合堆型设计进行调整。例如，VVER堆型一回路碘总活度取37 GBq/t(表2括号中的值)，与辐射防护设计源项和运行限值保持一致，其131I当量计算值与其他堆型在同一水平。EPR堆型一回路131I当量取3.3 GBq/t，也是考虑与辐射防护设计源项保持一致。

表2 用于排放源项计算的一回路131I当量基本假设(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安全分析报告取值用于正常运行排放源项的计算；2)括号内的值为VVER的碘总活度值。

2.3 源项框架图和基本要求

为明确源项的用途、基本假设和计算方法，理清各类源项之间的关系， 2014年我国核电厂源项框架体系阶段性研究成果中，构建了裂变产物源项框架图(0版)[7]。2016年最终研究成果中，对框架图进行了优化，如图2所示。图中将原来的三套排放源项简化为“现实排放源项”和“设计排放源项”两套，不再需要"运行排放源项"的概念。最终研究成果中还增加了活化腐蚀产物、氚和14C源项框架图，示于图3～图5。图2～5中列出了源项的部分用途，其他用途参见表1。

源项框架图由一回路源项和排放源项两条横向主线；现实源项和设计源项两条纵向主线构成。框架图的核心思想如下：

1) 以源项应用为导向，基于不同用途提供不同的源项；

2) 理顺现实源项和设计源项的关系，明确提出现实源项应真实反映电厂正常运行情况、设计源项应包络电厂预计运行事件的理念；

3) 统一不同堆型一回路131I当量的基本假设，使不同堆型电厂可在统一的安全水平下进行设计、运行和监管；

4) 强调机理模型计算与运行数据相结合的技术路线，提高源项计算方法的科学性和计算结果的准确性。

2.3.1裂变产物源项

裂变产物源项框架图示于图2，裂变产物源项的基本要求如下：

1) 应采用ORIGEN-S等程序计算堆芯燃料中产生的裂变产物放射性总量最大值，作为裂变产物堆芯积存量；

2) 裂变产物堆芯积存量核素种类的选择应考虑核素的产生量、半衰期、释放份额和剂量贡献等因素，通常包括惰性气体、碘、铯和锶等40多个核素；

3) 一回路设计源项应基于0.25%的燃料包壳破损率计算，并按照运行限值(例如131I当量37 GBq/t)进行归一；

4) 一回路现实源项的基本假设暂定为131I当量0.1 GBq/t，该值基于同类电厂运行数据确定，其活度谱暂可根据一回路设计源项活度谱等比例调整；

5) 现实排放源项的计算采用现实假设，设计排放源项的计算采用保守假设。现实排放源项和设计排放源项计算中采用的一回路源项基本假设分别暂定为131I当量0.1 GBq/t和131I当量5 GBq/t；

6) 排放源项的计算，应从一回路活度谱开始，模拟放射性废物处理的整个过程。气态流出物排放源项应计算废气处理系统、反应堆厂房通风系统、辅助厂房通风系统、燃料操作区域和二回路系统的排放。液态流出物排放源项应计算调硼排水、设备疏水、蒸汽发生器排污废液和SRTF(厂址放射性废物处理设施)等废液的排放。

1)首次装料阶段应根据核电厂设计和建造情况，对初步安全分析报告中的一回路源项和排放源项进行更新， 并在设计排放源项优化的基础上，提出流出物排放量申请值。余图同。图2 核电厂裂变产物源项框架图Fig.2 Framework of fission product source terms of nuclear power plants

图3 核电厂活化腐蚀产物源项框架图Fig.3 Framework of activated corrosion product source terms of nuclear power plants

2.3.2活化腐蚀产物源项

活化腐蚀产物源项框架图示于图3，活化腐蚀产物源项的基本要求如下：

图4 核电厂氚源项框架图Fig.4 Framework of tritium source terms of nuclear power plants

图5 核电厂14C源项框架图Fig.5 Framework of tritium 14C source terms of nuclear power plants

1) 一回路活化腐蚀产物源项应主要基于同类电厂运行数据确定，部分核素可辅以机理模型计算；

2) 活化腐蚀产物排放源项的计算也应从一回路活度谱开始，模拟放射性废物处理的整个过程；

3) 一回路活化腐蚀产物现实源项计算中，可考虑冷却剂系统注锌和采用富集硼等水化学优化措施对一回路结构材料耐腐蚀性能的改善作用[9]；

4)一回路活化腐蚀产物源项应包括51Cr、54Mn、58Co、60Co、65Zn、110mAg、124Sb、125Sb、59Fe、55Fe和63Ni等核素。

2.3.3氚源项

氚源项框架图示于图4，氚源项的基本要求如下：

1) 一回路氚产生量计算中应考虑以下途径：三元裂变产生的氚通过燃料包壳扩散或燃料包壳破损处泄漏进入主冷却剂；可燃中子吸收体中产生的氚通过扩散或包壳破损进入主冷却剂；次级源棒产生的氚通过燃料包壳扩散或燃料包壳破损处泄漏进入主冷却剂；主冷却剂中可溶硼、可溶锂和氘中子活化反应等；

2) 一回路氚设计产生量计算应采用保守假设，现实产生量计算应采用现实假设；

3)应基于同类电厂的运行数据确定气态氚和液态氚的排放份额；

4) 气态氚的排放份额暂定10%，液态氚的排放份额暂定90%。为同时保证气态和液态氚排放途径计算的保守性，应在一回路氚产生量的基础上乘以1.1倍的因子，即：气态氚的排放量为一回路氚产生量×1.1×10%；液态氚的排放量为一回路氚产生量×1.1×90%。

2.3.414C源项

14C源项框架示于图5，14C源项的基本要求如下：

1) 一回路14C产生量计算中应考虑主冷却剂中17O和14N的中子活化反应；

2) 一回路14C设计产生量计算应采用保守假设，现实产生量计算应采用现实假设；

3)应基于同类电厂的运行数据确定气态14C和液态14C的排放份额；

4) 气态14C的排放份额暂定90%，液态14C的排放份额暂定10%。为同时保证气态和液态14C排放途径计算的保守性，应在一回路14C产生量的基础上乘以1.1倍的因子，即气态14C的排放量为一回路14C产生量×1.1×90%，液态14C的排放量为一回路14C产生量×1.1×10%。

2.4 源项框架体系的应用

2016年，在三门核电厂1/2号机组、台山核电厂1/2号机组和田湾核电厂3/4号机FSAR审评阶段，申请者根据新源项框架体系，对核电厂一回路源项和排放源项进行了重新计算[10-12]，计算结果已用于核电厂运行阶段的环境影响评价、三关键分析和流出物排放量申请等。

作为示例，表3中列出了AP1000三门核电厂1/2号机组新排放源项计算结果。与FSAR源项相比，现实排放源项更加真实；与同类电厂运行数据相比，设计排放源项足够保守。此外，58Co、60Co、131I、134Cs和137Cs等已取代106Ru/106Rh，成为液态流出物中除氚和14C外的主要核素，与其他堆型源项计算结果较为吻合。新计算的排放源项，解决了AP1000堆型液态流出物关键核素选取不合理等问题，同时还增加了液态14C排放源项，满足了环境影响评价的不同需要，也满足国标GB 6249—2011的排放控制要求。此外，新源项框架体系已用于我国设计的华龙一号和CAP1400堆型的源项计算；也已用于《压水堆核电厂运行状态设计基准源项分析准则》 (NB/T 20530—2018)等标准的制定。近年来，CPR1000机组18个月换料项目审评中，也结合新源项框架体系要求优化了部分源项计算方法。

3 结论与建议

本研究构建了我国核电厂通用的一回路源项和排放源项框架体系，使不同堆型电厂可以在统一的安全水平下进行设计、运行和监管。新源项框架体系已用于AP1000、EPR、VVER、华龙一号和CAP1400等堆型的源项计算，较好地解决了国内核电厂源项计算中长期存在的问题，也为相关审评原则的制定和《压水堆核电厂运行状态下的放射性源项》 (GB/T 13976—2008)等标准的修订提供了技术基础。

表3 三门核电厂1/2号机组排放源项计算结果(GBq/a·机组)Tab.3 Emission source terms of Unit 1/2 in Sanmen Nuclear Power Plant (GBq/a·unit)

1)针对3 000 MWt热功率的机组。

本研究强调运行数据分析工作在源项计算中的重要性。由于上述堆型核电厂有的刚投运不久，有的还在设计建造阶段，建议将来应尽可能多地收集和分析电厂运行数据，进一步完善源项框架体系、计算参数和基本假设。

上海核工程研究设计院梅其良先生、深圳中广核工程设计有限公司唐邵华女士、中广核研究院有限公司蔡德昌先生、中国核电工程有限公司毛亚蔚女士、中国核动力研究设计院李兰女士、苏州热工研究院有限公司上官志洪先生、清华大学李红女士、生态环境部核与辐射安全中心陈晓秋先生、吴浩先生等，对核电厂一回路源项和排放源项框架体系的构建提出了宝贵的建议，在此对他们一并表示衷心的感谢！