高温气冷堆放射性流出物监测工作探讨

韩松 韩玉龙 楚瀚

（山东省核与辐射安全监测中心，山东济南 250117）

目前我国核电厂辐射环境监督性监测工作，是通过国家环境保护行政主管部门委托由核电厂所在省承担[1]。中国首台高温气冷堆示范项目计划于2021年装料，为落实新堆型放射性流出物监督性监测任务，本文对高温气冷堆自行流出物监测系统、流出物监督性监测系统进行介绍，并提出现阶段开展流出物监测任务存在的问题及解决建议。

1.石岛湾核电放射性气载流出物系统

高温气冷堆放射性气载流出物来自一回路冷却剂系统的泄漏、氦净化系统再生时的污染氦释放、燃料装卸系统的污染氦排放，这些气载流出物最终将通过核电厂烟囱进行连续排放，通过放射性气载流出物监测系统可以对烟囱中排放的放射性气载流出物活度浓度进行连续监测。高温气冷堆与压水堆相比，正常运行时排放气态14C较多[2]，石岛湾核电气载流出物监测系统包含氚、碳、气溶胶、碘、惰性气体5个监测通道，氚、碳监测通道仅进行样品采集任务，气溶胶、碘、惰性气体监测通道具备在线测量气载流出物体积活度和总排放活度功能、活度超标报警功能、样品采集功能，其中惰性气体监测通道还可用于事故及事故后连续监测气载流出物中放射性惰性气体活度浓度。

核电厂每周进行人工取样分析，各样品具体分析项目如下，气溶胶：总α总β活度浓度、核素分析（134Cs、137Cs、110mAg、60Co、90Sr）;碘：γ活度浓度、核素分析（131I、133I）;惰性气体：总β活度浓度、核素分析（85Kr、87Kr、88Kr、133Xe、133mXe、135Xe）；氚 ：氚活度浓度；碳：14C活度浓度。

气载流出物以每次核素分析获得的核素活度浓度与当期排放体积之积作为核素排放结果，对活度浓度小于谱探测下限的核素以探测下限的1/2参与计算。总排放量为各种核素的活度浓度之和与当期排放体积之积。石岛湾核电放射性流出物各项年排放量申请值分别为惰性气体9.92e12Bq/a;碘2.65e9Bq/a;粒子（半衰期≥8d）2.34e6Bq/a;14C 2e11Bq/a;3H 2e12Bq/a，由于高温气冷堆无实际运行数据，首次装料前管理目标值暂定为申请值，后续根据实际运行情况改进排放管理目标值。

2.石岛湾核电放射性液态流出物介绍

石岛湾高温气冷堆液态流出物来自氦净化系统产生的冷凝液、二回路泄露水、集水坑中收集的泄露废液、去污间的废液、实验室的废液、设备去污及地面冲洗废液、洗衣房废水、沐浴及卫生间排水。这些液态流出物经过过滤汇入监测水箱后采用槽式排放方式，槽式排放出口处的放射性流出物中除氚3H和14C外其他放射性核素活度浓度不超过500Bq/L才可进行排放。高温气冷堆相比于常规压水堆产生的液体放射性流出物要少的得多，液体放射性流出物排放前进行人工取样分析，具体监测项目为总γ、γ 活度（134Cs、137Cs、131I、110mAg、60Co）、90Sr、3H。每季度对液体废物处理系统中液态流出物90Sr的累积样进行分析。

液态流出物以每次谱分析获得的核素的活度浓度与当次排放体积之积作为核素的排放结果，核素排放量之和核素的总排放量（3H和14C除外），活度浓度小于谱探测下限的以探测下限的1/2参与计算。液态放射性流出物年排放量申请值为3H 5.6e12Bq/a;其余核素1.89e8Bq/a，首次装料前管理目标值与申请值一致。

3.石岛湾流出物监督性监测系统建设情况

石岛湾监督性监测系统具备独立厂址与核电厂同步建设，于2020年12月通过生态环境部华东核与辐射安全监督站组织的预验收。流出物监督性监测系统由流出物在线监测系统和流出物实验室构成，实现对核电厂释放到环境中放射性气态、液态流出物进行在线连续监测和抽样监测的功能。

3.1 放射性流出物在线监督性监测系统

流出物在线监测系统实时获取核电厂烟囱及水箱流出物的放射性浓度活度数据，且具备回溯数据及超剂量实时报警功能，能够达到监督达标排放和及时掌握超标排放目的。表1给出放射性流出物在线监测相关信息。

表1 放射性流出物在线监测信息表

3.2 放射性流出物实验室

流出物实验室距离石岛湾核电厂约14.3km，设有放射性废物存放室、核素测量室、样品储藏室、化学实验室、样品前处理室等房间。流出物实验室内部布置考虑了样品、物品和人员的流动方向，使辐射水平从高到低分布，核素测量室与样品处理室、化学实验室分层布置，防止放射性的交叉污染。处理室、化学实验室配备了通风橱或通风罩，并设有独立排风风机进行排风，满足开放操作应在负压通风柜内进行的要求。核素测量室配备高纯锗γ谱仪（P型N型各1台）、低本底α/β测量仪（2台）、低本底液体闪烁计数器（1台）等设备。表2 给出初步流出物监督性监测计划[3]。

表2 放射性流出物监测计划

4.结语

石岛湾流出物监测工作还存在一些问题尚未解决，在流出物取样和监测技术方面，气载流出物中85Kr核素监测方面缺少成熟的仪器设备和实验方法及经验;液态流出物在贮存槽直接取样装入液闪计数瓶进测量，无法评估杂质及其他放射性核素对测量结果带来的不确定度大小[4]。这些问题随着技术的不断进步和实践的积累会逐步得到解决。在技术规范方面，由于高温气冷堆流出物的核素种类和排放量与常规压水堆有一定差异，核电厂放射性流出物取样监测的项目和频次也应有所区别，随着高温气冷堆运行流出物监测数据的积累，需要逐步在技术规范中进行明确，为新堆型监督性监测提供依据。