壓水堆核電站含氚廢水產生與排放

高　飛，楊林君，潘躍龍

深圳中廣核工程設計有限公司，廣東 深圳　518057

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壓水堆核電站含氚廢水產生與排放

高飛，楊林君，潘躍龍

深圳中廣核工程設計有限公司，廣東 深圳518057

摘要：隨著核能發展和環境保護的需要，核電站排氚的問題逐漸進入公眾的視野。本文簡要介紹了壓水堆核電站氚的產生和釋放機理，核電站運行時液態氚的排放情況，并對國內外法規標準進行了比較分析。通過上述分析，提出了對現有壓水堆核電站含氚廢液處理的需求。

關鍵詞：氚；含氚廢水；內陸核電站

壓水堆核電站中的氚主要是在核反應中產生的，一部分在燃料元件中產生并通過包殼滲透到一回路，另一部分通過一回路冷卻劑中微量雜質如B、Li等與中子活化形成。氚在廢水中以HTO形式存在，由于現有核電站中缺乏對含氚廢水的處理裝置，而常規放射性核素的去除手段如吸附、過濾、蒸發、離子交換、膜技術等幾乎不可能將HTO與H2O分離出來，大部分氚最終被排放到環境之中。隨著核電規模的擴大，含氚廢水排放的問題也逐漸受到越來越多的關注。

本文簡要介紹壓水堆核電站氚的產生和釋放機理，核電站運行時液態氚的排放情況，并就其排放量與國內外法規標準進行比較分析，提出對現有壓水堆核電站含氚廢液處理的需求。

1氚產生與釋放

氚主要是由反應堆運行時燃料的裂變反應及硼、鋰、氘和二次源中鈹的中子活化反應產生。

燃料元件、二次源中產生的氚有一部分會擴散到一回路中，一回路中還會因為硼、鋰、氘的中子活化反應產生氚，運行時一般將冷卻劑中的氚濃度控制在一定范圍內。

反應堆中的氚產生途徑主要有：(1) 燃料中三元裂變產生的氚通過包殼擴散到一回路冷卻劑中；(2) 反應性控制中在一回路冷卻劑中加入硼酸，硼活化產生的氚是一回路中氚的重要來源(反應如式(1))；(3) 在一回路水中為調節pH值加入LiOH，但鋰活化產生的氚同樣成為一項重要來源(反應如式(2)、(3))；(4) 由冷卻劑中天然存在的氘通過中子活化產生氚(反應如式(4))；(5) 二次源中的鈹活化產生的氚。

(1)

(2)

(3)

(4)

一回路冷卻劑中氚產生途徑[1]示于圖1。由圖1可知，一回路中硼、鋰、氘的活化約占總氚釋放量的72%，而由于三元裂變中產生的氚大部分被滯留在燃料包殼內，一回路中氚僅有25%來自三元裂變。

圖1　一回路冷卻劑中氚產生途徑[1]Fig.1　Production pathway of tritium in primary coolant[1]

通過以上各個途徑產生的氚進入一回路冷卻劑后會通過核島系統(圖2)向環境流出。為避免停堆開蓋期間對操縱員內照射的影響，應對一回路冷卻劑的氚濃度進行控制。通常一回路冷卻劑經過化學和容積控制系統的凈化單元處理后，再送至硼回收系統蒸發器進一步處理，冷卻劑通過蒸發器被分離為蒸餾液和硼酸溶液。在反應堆冷卻劑中氚濃度過高的情況下，硼回收系統中含氚蒸餾液會通過核島廢液排放系統排向環境。此外，其中有少量冷卻劑在檢修、取樣等操作過程中泄漏至核島排氣和疏水系統。這些冷卻劑在核島排氣和疏水系統收集后，送往廢液處理系統，經除鹽處理后，也通過核島廢液排放系統排向環境。

圖2　壓水堆核電站液態氚釋放途徑Fig.2　Release pathway of tritium in PWR nuclear powder plant

2氚排放總量與濃度

為了維持主回路冷卻劑的氚濃度低于控制值的要求，硼回收系統中蒸發器的蒸餾液必要時也可以直接排放。CPR1000、華龍一號堆型一回路氚活度濃度控制值為15 GBq/m3，EPR、AP1000堆型一回路氚活度濃度控制值稍高，為37 GBq/m3。通過液態氚排放總量和氚濃度控制值可以計算出每種堆型的一回路直接排氚水總量。在考慮了一回路對其他系統的不可復用泄漏后，可以得到每類堆型的含氚廢水排放量，結果列入表1。由表1可知，隨著反應堆熱功率和能力因子的不斷提高，氚排放總量整體呈上升趨勢。現有核電機組氚排放壓力相對較大。通過對大亞灣核電站排放歷史數據分析，每年排放情況示于圖3[6]。由圖3可知，2007年為大亞灣單臺機組液態氚排量最高值35.525 TBq。大亞灣廠址液態氚排放控制值從電站商業運行至2001年底為55.6 TBq/a(兩臺機組)，2002年至2010年5月為145 TBq/a(四臺機組)，2010年6月至今為225 TBq/a(六臺機組)。法國和美國核電廠液態氚排放結果示于圖4、5[7-8]。由圖4、5可知，法國核電廠有近十個廠址的雙堆液態氚年排放量在60 TBq左右，美國有25%的電站單堆排放量在30 TBq以上。目前世界各國在運行的壓水堆核電站產生的液態氚均采取了直接向環境排放的方式處理。

表1壓水堆核電站液態氚產生量與排放量

Table 1Volume of production and release for liquid tritium in PWR nuclear power plants

堆型液態氚排放預期值/(TBq·a-1)液態氚排放設計值/(TBq·a-1)含氚廢水排放量/(m3·a-1)排放氚活度濃度/(GBq·m-3)CPR1000[2]35.1043.65≈3410≈15華龍一號[3]34.944.8≈3000≈15AP1000[4]48.6≈1000≈37EPR[5]52752200≈37

圖3　大亞灣液態氚排放[6]Fig.3　Liquid tritium release in Daya Bay[6]

圖4　法國壓水堆液態氚排放[7]Fig.4　Liquid tritium release in French PWR[7]

圖5　美國壓水堆液態氚排放[8]Fig.5　Liquid tritium release in U.S. PWR[8]

由于大海稀釋能力較強，我國現有在運行、在建廠址均為濱海廠址。但是內陸核電站廠址一般位于大江大河流域，附近區域人口較為稠密，核電建設將對現有流域、區域水資源配置格局產生較大的影響。根據某內陸AP1000廠址的排放濃度使用CORMIX計算結果可見，對于參照2006年附近水文站逐日水位和流量資料校核計算，在排放口下游1 000 m斷面處滿足液態氚的日均濃度不超過100 Bq/L時，環境允許的液態氚年排放量為1.02×1014Bq，該值大于2臺機組液態氚的年產生量74.8×1012Bq，但低于4臺機組液態氚的年產生量149.6×1012Bq。氚排放問題將成為該廠址或類似廠址擴建或獲批的重要制約因素。

3氚排放法規標準

隨著核能發展和環境保護的需要，氚排放的相關法規標準也在日益完善。《核電廠放射性液態流出物排放技術要求》(GB 14587—2011)和《核動力廠環境輻射防護規定》(GB 6249—2011)中對氚的排放從總量、濃度、均勻排放三個方面進行規定。

相關國標中規定：“對于3 000 MW熱功率的反應堆，氣載放射性流出物中氚源項的控制值為15 TBq/a，液態放射性流出物中氚源項的控制值為75 TBq/a，對于同一堆型的多堆廠址，所有機組的總排放量應控制在300 TBq/a以內”；“對于內陸廠址，槽式排放出口處的放射性流出物，……保證排放口下游1 km處受納水體中總β 放射性不超過1 Bq/L，氚濃度不超過100 Bq/L。”；“核動力廠的年排放總量應按季度和月控制，每個季度的排放總量不應超過所批準的年排放總量的二分之一，每個月的排放總量不應超過所批準的年排放總量的五分之一。若超過，則必須迅速查明原因，采取有效措施。”

放射性流出物氚控制限值對比列入表2。通過表1與表2中各國氚排放相關法規標準限值比較可見，我國國標中所要求的內陸廠址排放口下游1 km氚活度濃度限值100 Bq/L與其他國家氚控制值相比，基本相當或更為嚴格。該標準的提出對內陸核電廠的選址及氚排放與運行管理提出了極大的挑戰。

表2　放射性流出物氚控制限值對比

注：- 表示無相關標準要求(下同)

國際組織及部分國家飲用水標準對比列入表3。

表3國際組織及部分國家飲用水標準對比

Table 3Comparison of drinking water standards for domestic and international

組織或國家法規、標準C(3H)/(Bq·L-1)世界衛生《飲用水水質指南根據0.1mSv/a的參考劑量組織(第3版)》—2006水平評價,為10000Bq/L美國《國家飲用水水質標準》740Bq/L加拿大《飲用水水質規定》7000Bq/L歐盟《飲用水水質法令》—1998100Bq/L法國2007年1月11日法令100Bq/L中國GB5749—2006-《生活飲用水衛生標準》

4壓水堆含氚水處理裝置要求

對于現有各條壓水堆技術路線，無論是三代堆型還是二代加堆型，對含氚廢水均沒有有效的處理方法。現有的蒸發、離子交換、膜技術等廢液處理技術僅能用于處理除氚以外的放射性核素，大部分氚最終被排放到環境中。我國內陸核電項目已在開展各項工作，預期“十三五”期間將有內陸項目獲批。內陸廠址的客觀條件(如排放受納水體環境的容量比濱海電廠小，廢液的排放稀釋條件不如濱海電站)對氚的排放提出了更高的要求。

壓水堆型核電站含氚廢水具有氚濃度低、含氚廢水量大的特點。由于絕大部分的氚封閉在包殼燃料元件內，其一回路循環水氚濃度很低，每噸廢水中氚活度僅為1010Bq量級，約合0.04～0.1 mg/t，比重水堆型慢化劑中的氚濃度低103量級。由表1的壓水堆核電站液態氚產生量與排放量可見，單堆含氚廢水產量一般在千噸級以上。雖然由于氚濃度過高而作為排氚水排出的一回路冷卻劑硼質量分數最高可達0.25%，非氚放射性核素活度濃度在預期工況下為106Bq/L量級，但其他雜質含量較少。

為充分利用核電站現有設備，降低處理成本并提高系統安全性，可考慮將含氚廢水處理裝置接入硼回收系統或廢液處理系統之后，即首先通過硼回收系統或廢液處理系統完成對含氚廢水的放射性去污并去除硼酸等其他非放雜質。經前置系統處理后，送往含氚廢水處理裝置的待處理廢液中w(B)=0.000 2%～0.000 5%，非氚核素放射性活度濃度小于100 Bq/L。含氚廢水經廢水處理裝置脫氚處理后，絕大部分可送往硼回收系統或其他系統復用，少量廢液不滿足復用要求可送往核島廢液排放系統，這樣可實現內陸廠址的氚近零排放。具體流程示于圖6。

圖6　含氚廢水處理裝置接入簡圖Fig.6　Tritiated waste water treatment device access diagram

國標中對氚活度濃度的限值為100 Bq/L，與含氚廢液濃度相差5個數量級。由于目前的技術條件限制，去污因子達到105以上難度很大。但是，一方面電廠內還會產生大量不含氚的放射性廢液及其他不帶放射性的常規廢液，預計在廠內經混合后，廢液氚濃度可大大降低，另一方面在廠外受納水體也有一定的稀釋能力，因此建議考慮氚處理裝置對氚的去污因子為10～100。一座動力堆一回路含氚水每天的取出量為數噸，而一個核電站廠址由2座、4座或6座不等的堆組成。設計除氚裝置時需要考慮同時完成多個堆的處理容量。實際應用的工程規模裝置需要具有1 000 m3/a含氚廢水的處理能力。在進行含氚廢水除氚過程中，不能對核電機組運行、工作人員及周邊公眾構成威脅，易燃、易爆氣體的泄漏、輸運等安全問題、濃氚水的貯存、輸運、氚處理設備泄漏等問題需要重點考慮。

5結論

隨著核能發展和環境保護的需要，核電站排氚的問題受到日益重視。通過分析，得出以下結論：

(1) 目前在國標GB 14587—2011和GB 6249—2011中對內陸氚排放提出了世界范圍內最嚴格的控制要求；

(2) 通過對國內外在運行、在建電站的氚排放量調研與分析，發現現有內陸廠址的確存在氚排放不達標的問題；

(3) 為滿足內陸廠址的氚處理要求，氚處理裝置的去污因子需要達到10～100，處理能力需要達到1 000 m3/a。

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收稿日期：2015-10-10；

修訂日期：2015-12-04

作者簡介：高飛(1984—)，男，山東濟寧人，工程師，現從事核電站放射性液體廢物系統設計工作

中圖分類號：TL941

文獻標志碼：A

文章編號：0253-9950(2016)01-0052-05

doi：10.7538/hhx.2016.38.01.0052

Production and Release of Tritium in PWR Nuclear Power Plants

GAO Fei, YANG Lin-jun, PAN Yue-long

China Nuclear Design Co. Ltd, Shenzhen of Guangdong Provence, Shenzhen 518057, China

Abstract:With the need for nuclear energy development and environmental protection, the discharge of tritium from nuclear power plants gradually comes into the public view. This paper briefly describes the production and release mechanism of tritium from PWR nuclear power plants, liquid tritium release, and the comparison of domestic and international regulations and standards. Through above analysis, the demand for existing PWR nuclear power plant tritiated waste water treatment is presented.

Key words:tritium; tritiated waste water; inland nuclear power plant