压水堆核电厂氚排放量的系统设计分析

王艺霖，范雯雯，孙煜伟，高瑞发

压水堆核电厂氚排放量的系统设计分析

王艺霖，范雯雯，孙煜伟，高瑞发

（中国核电工程有限公司，北京 100840）

压水堆核电厂尤其是内陆核电厂的氚排放一直备受关注。目前关于压水堆产氚的计算分析通常以一回路冷却剂系统作为氚活度衡算边界，系统设计对氚排放量的影响少有讨论。本文将氚活度衡算边界从一回路扩展到反应堆冷却剂净化和复用系统，考察了一回路氚比活度控制值、反应堆冷却剂净化复用系统水装量和不复用排放水量等三个系统设计参数之间的关系和它们对压水堆氚排放量的影响。经分析发现，通过提高一回路氚比活度控制值和增加净化复用系统水装量，可显著降低氚排放量。基于现有的核电厂设计，若将一回路氚比活度控制值从15 000 MBq·t-1提高到44 000 MBq·t-1，氚排放量设计值可以降低3%～13%，若进一步增加复用系统水装量到10 000 t，氚排放量设计值可降低46%。

氚；压水堆；系统设计；氚排放量

氚的排放是压水堆核电厂，尤其是内陆核电厂备受关注的问题之一。

国内压水堆年归一化液载氚排放总量约24.9 TBq·GW-1·a-1（2001—2010年）[1]，气载排放量约比液载排放量小30倍（1995—2005年）[2]，小于国标[3]对3 000 MWt反应堆氚排放总量的要求75 TBq·a-1（液载）和15 TBq·a-1（气载），但是略大于全球归一化排放量20 TBq·GW-1·a-1[1]。

除了总量方面的要求，国标[3]对内陆厂址有排放口下游1 km处氚比活度小于0.1 MBq·m-3的限制。上宫志宏[4]等计算了150 TBq·a-1（4台AP1000机组）排放量对蓄水面积55 km2水库水体氚浓度的影响，枯水年时其氚活度可达到国标限值的1.6倍。因此仍存在进一步降低压水堆的氚排放量的动力。

目前关于压水堆氚源项的计算分析[5-8]通常以一回路冷却剂系统作为边界进行衡算，冷却剂净化和复用系统的影响通常体现在下泄、补水等流入流出项。

这些工作考察氚的产生途径，得到从源头降低氚产生量的方法，如尽可能提高7Li的纯度以提高7Li百分比[9]、采用对氚透过能力低的材料的制造燃料包壳等。这些方法已经被广泛应用。但压水堆系统设计对氚排放量的影响却少有讨论，尤其是反应堆冷却剂净化和复用系统的设计。

本文将计算边界由一回路扩展至冷却剂净化和复用系统，对功率1 000 MW的压水堆进行氚活度的衡算。通过氚活度衡算识别对氚排放量有影响的系统设计参数，并考察它们之间的关系以及它们对氚排放量的影响。

1 分析方法

Jauho[5]、Peterson[6]、黎辉[7]和郭庆洋[8]等提出了不同的氚源项计算方法，并计算出了不同产氚途径的产氚量，如表1所示。它们考察的因素是源头性的，但是系统设计方面，特别是冷却剂净化和复用系统设计方面的影响却少有讨论。

表1　几种氚源项计算方法及其计算所得的产氚量

注：① Peterson的计算结果是300FPED（Full Power Equivalent Day，等效满功率天）的产生量。

为研究压水堆系统设计方面，尤其是反应堆冷却剂净化复用系统设计对氚排放的影响，本文以压水堆一回路水体和冷却剂净化和复用系统水体作为边界进行氚活度的衡算，如图1所示。

图1　氚活度衡算的原理图

氚通过燃料裂变和一回路水体B、Li等同位素活化产生，随下泄、引漏等途径进入冷却剂净化复用系统的水体，其中一部份会随复用冷却剂返回一回路，另一部分会随不复用冷却剂排入下游的废物处理系统。

1.1　氚的产生途径

氚主要由燃料裂变和同位素活化产生。燃料裂变生成氚的速率f和B、Li等同位素活化产生氚的速率c在前人的工作中已经有多种方法进行计算，如表1所示。这里不作详细讨论，而是简化地引用TR421[10]提出的估计值，即燃料中产生速率518 TBq·GW（e）-1·a-1和一回路冷却剂中产生速率37 TBq·GW（e）-1·a-1。结合文献［8］和国内现役核电厂最终安全分析报告中有关氚的假设，氚从燃料棒释放到主冷却剂的份额按3%考虑。该值常用于核电厂设计源项的计算。

1.2　氚的去除途径

目前绝大多数可行的冷却剂净化工艺，如过滤、除盐、反渗透，脱气和蒸发等均对氚的去除没有效果，因此氚不能像部分裂变产物（如137Cs、90Sr）或活化腐蚀产物（60Co）那样通过恰当地设计脱除工艺来降低其向环境的排放量。

除氚（detritium）工艺是有的，例如CECE[11]、LPCE[12]、VPCE[13]和重水精馏[14]等。但它们通常用于氚含量更高的重水堆（例如CANDU堆型的冷却剂高达到7.5×107MBq·t-1[15]，远高于压水堆的氚活度水平），尚未有在压水堆应用的报道。

因此氚的去除途径主要有衰变和随不复用冷却剂经废物处理系统排向环境。

压水堆核电厂的液载氚排放量约为气载排放量的12倍[16]，有的统计可达30倍[2]，其中一部分气载氚是液体中的氚扩散到气体所致，氚直接以气态形式离开一回路和冷却剂净化系统的比例还要小于上面的数字。因此只考虑氚以液载的形式离开一回路和冷却剂净化复用系统。以M310堆型为例，它指从硼回收系统中间贮槽、蒸馏液监测槽和浓缩液监测槽排往废液处理系统而不是送往硼水补给系统的冷却剂。不复用冷却剂排放水量为d。

1.3　衡算公式

由于氚的半衰期约12.9年远大于氚在冷却剂净化系统中的停留时间，近似地认为在一回路和冷却剂净化复系统中氚的活度同为T，Jauho[5]等的分析也是如此。进而将一回路（水装量c）和冷却剂净化复用系统（水装量rc）视为一个整体进行氚放射性活度衡算，其总水装量为rc+c。对冷却剂净化和复用系统进行氚活度的衡算，可以得到下面的公式。

式中：T——氚的比活度，MBq/t；

——氚的衰变常数，s-1；

c——一回路的水装量，t；

rc——净化和复用系统的水装量，t；

d——不复用冷却剂排放水量，t·s-1；

C——一回路中氚的产生速率，MBq·s-1；

f——燃料中氚的产生速率，MBq·s-1；

——氚从燃料棒释放到主冷却剂的份额，%。

在实际运行过程中，氚比活度会因为工况不同而发生变化，但通常需要维持在某个控制值以下，如M310堆型的控制值是15 000 MBq·t-1。在衡算中，假设氚比活度T维持在某个控制值，即氚的产生、衰变和排放达到平衡。

2 系统设计参数和它们之间的关系

从式（1）不难看出，除了氚从燃料棒释放到主冷却剂的份额，一回路中氚的产生速率c和燃料中氚产生速率f这几个因素以外，一回路和净化复用系统水装量crc、不复用排放水量d及氚比活度定值T等三个系统设计参数对氚的衡算有影响。

将AP1000、M310和WWER-1000几个堆型上述参数的值列出以供参考，如表2所示。

根据式（1）考察1 000 MWe压水堆这三个系统设计参数的关系曲线，结果如图2和图3所示。

注：① 根据ANSI 18.1—2016推定；

② 包括：一回路190 t（运行状态）；

③ 包括：一回路200 t（运行状态下）、RCV容控箱5 t×1、TEP前贮槽：30 t×1、TEP中间贮槽350 t×1、TEP蒸馏液监测槽70 t×1和RBM水箱：300 t×1；

④ 包括：一回路240（运行状态下）、JNK低浓度硼酸箱1 000 t×2、JNK高浓度硼酸箱150 t×2、KBC蒸馏液槽390 t×2和KBB冷却剂箱390 t×2；

⑤ 双机组是8 600 t·a-1。

图2描述了不同排放水量d下，氚比活度T随一回路和净化复用系统水装量crc的变化关系。在给定排放水量d下，若要将氚比活度T控制得越低，所需水装量crc越大。

在d很低的情况下，维持一定的氚比活度T水平需要很高的水装量。如图2中排放水量100 t·a-1对应的曲线，如要将氚比活度维持在15 000 MBq·t-1，则需要60 000 t的水装量。

当排放水量达到数千立方米时，维持氚比活度在15 000 MBq·t-1所需的水装量明显减少。如图2中d= 4 300 t·a-1的曲线在任意水装量下氚比活度均小于12 200 MBq·t-1，完全可以满足15 000 MBq·t-1的控制值。

当排放水量的进一步增大到数万立方米时，氚比活度受crc的影响不大。从排放水量80 000 t·a-1的曲线可以看出，无论crc多低，其氚比活度均维持在7 000 MBq·t-1以下。

若将氚比活度T的控制值从15 000 MBq·t-1提高到44 000 MBq·t-1，对水装量的要求将降低，如1 000 t·a-1排放水量所需水装量从50 000 t降至4 000 t，100 t·a-1所需水装量从60 000 t降至20 000 t。

图2　氚的比活度与水装量的关系曲线

图3描述了不同水装量crc下，氚比活度T随排放水量d的变化关系。为维持氚比活度在某一控制值，水装量越大，所需的排放水量越低。对于15 000 MBq·t-1的氚比活度控制值，水装量190～10 000 t所需的排放水量在约3 000～4 000 t·a-1的范围内递减，水装量达到60 000 t时，所需排放水量降到100 t·a-1。

图3　氚比活度与排放水量的关系曲线

当氚比活度控制值提高到44 000 MBq·t-1时，水装量190～4 100 t所需的排放水量在降至1 000 t·a-1附近，10 000 t水装量则降至700 t·a-1左右。

综上，对于一定的氚比活度控制值，水装量和排放水量是此消彼长的。如果放松对氚比活度的要求，即允许更高的氚比活度控制值，则可以同时降低对排放水量和水装量的需求。

在进行系统设计时，给定了氚比活度控制值，确定了水装量，排放水量也就确定了。因此氚比活度控制值和水装量两个参数决定了氚的排放水量，应视作这三个参数中的自变量。

3 系统设计参数对氚排放量的影响

上文的讨论了几种系统设计参数之间的关系。研究这些参数的最终目的是使氚尽可能消耗在厂内而少向环境排放。因此需要讨论这几种因素，尤其是氚比活度控制值及一回路净和化复用系统水装量对排氚总量的影响。

氚向环境排放的总量为dT，氚向环境排放总量占产生总量的比例为dT/(fc)。结合式（1）计算1 000 MW压水堆在不同的一回路和冷却剂净化复用系统水装量crc下，以及给定氚比活度的条件下，氚排放量占产生量的比例随排放水量的变化曲线，如图4所示。

从图4可以看出，将氚比活度从15 000 MBq·t-1提高到44 000 MBq·t-1，所有水装量下的排放比例均降低。较小的水装量对应的曲线降低幅度不明显，如950 t水装量曲线的排放比例从98.6%排向环境降低至95.4%，降幅仅3.2%。较大水装量降低幅度明显，如4 100 t水装量曲线的排放比例从93.3%降低至80.7%，降幅约13%，而10 000 t的曲线则从83.7%降低至53.2%，降幅可达30%。

图4　不同水装量下氚排放比例与排放水量的关系曲线

在给定的氚比活度下，水装量越大，氚排往环境的比例越低。从氚比活度44 000 MBq·t-1的曲线与不同水装量曲线的交点可以看出，当水装量从950 t提高至4 100 t时，氚排放比例从95.3%降低至80.6%，若进一步增加水装量至10 000 t，则排放比例降低至52.7%，降幅达42%。

综上，提高氚比活度控制值、增加一回路和冷却剂净化和复用系统水装量是利于降低氚向环境排放的。提高氚比活度控制值的不良影响主要是运行人员的受照射风险提高。根据世卫组织对饮用水的指导建议[17]，饮用水氚活度不应高于10 000 MBq/t，44 000 MBq·t-1不超过它的5倍，但基本不会发生运行人员误饮含氚水的情况，运行人员受氚照射的主要来源是吸入空气的氚水。根据杨茂春[18]的理论计算，若使空气中HTO的浓度达到1DAC，水中氚浓度需要达到840 000 MBq/m3。44 000MBq·t-1远低于此值，更高的氚比活度也有可行性的。

增加复用系统的水装量会增加一定的投资。对于设有蒸发装置的电厂，通常会将冷却剂进行硼水分离得到蒸馏液再进行复用。蒸馏液的活度很低，可以达到排放标准，因此可以盛放于不抗震的、非核级常压储罐内以待复用，其厂房不需要抗震但相应的滞留池需要抗震。根据标准[19]，容积10 000 m3的贮槽属于标准设备，没有制造难度。但为其建设抗震的滞留池会产生一定投资。另外贮槽配套的除氧、净化和输送装置也会产生一定投资。

综上，在一些内陆厂址，如果其环境对氚排放非常敏感，则可以考虑放松对一回路冷却剂氚比活度的控制。若允许更大的投资，可以进一步地建立大容积可复用含氚水贮存设施。对现有设计采取上述措施的效果如表3所示。

表3　提高氚比活度和水装量对降低氚排放量的效果

注：① 提高前氚比活度控制值是15 000 MBq·t-1；

② 提高前氚比活度控制值是44 000 MBq·t-1。

4　结论

影响压水堆向环境的排氚的系统设计参数主要包括一回路氚比活度控制值、一回路和净化复用系统水装量及不复用冷却剂排放水量。

对于一定的氚比活度控制值，一回路和净化及复用系统水装量与不复用冷却剂排放水量是此消彼长的。进行系统设计时，氚比活度控制值和净化复用系统水装量确定后，排放水量也随之确定。

提高氚比活度、增大净化复用系统水装量有利于降低压水堆氚向环境的排放量。对于现有的核电厂设计，如果将一回路氚比活度定值从15 000 MBq·t-1提高到44 000 MBq·t-1，可以将氚排放量设计值降低3%～13%，如果进一步增加复用系统水装量到10 000 m3，可以将氚排放量设计值降低28%～46%。

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Process Design Analysis on Tritium Discharge of Pressurized Water Reactor Nuclear Power Plant

WANG Yilin，FAN Wenwen，GAO Ruifa

（China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd，Beijing 100840，China）

The discharge of tritium of pressurized water reactor especially those sited in inland territory has long been concerned. Works on calculation and analysis of tritium generation usually take the primary coolant system as the boundary of tritium activity balance. The impact of process design on tritium discharge has not been discussed. By expanding the boundary of tritium activity balance to the coolant treatment and recovery system, the relationship between process design parameters such as the tritium specific activity control value of the primary circuit, water capacity of the coolant treatment and recovery system, and tritium water discharge rate is discussed. Their effects on the tritium discharge amount are studied. The expected amount of the tritium discharged could be 3%～13% less if the tritium specific activity control value of the primary circuit would be raised from 15 000 MB·t-1to 44 000 MB·t-1, and could be 46% less if the water capacity of the recovery system would be enlarged to 10 000 t further.

Tritium; Pressurized water reactor; Process design; Tritium discharge amount

TL48

A

0258-0918（2022）02-0335-07

2021-02-05

王艺霖（1990—），男，北京人，工程师，硕士，现从事核电厂放射性废物处理方面研究