高溫氣冷堆放射性流出物監測工作探討

韓松 韓玉龍 楚瀚

（山東省核與輻射安全監測中心，山東濟南 250117）

目前我國核電廠輻射環境監督性監測工作，是通過國家環境保護行政主管部門委托由核電廠所在省承擔[1]。中國首臺高溫氣冷堆示范項目計劃于2021年裝料，為落實新堆型放射性流出物監督性監測任務，本文對高溫氣冷堆自行流出物監測系統、流出物監督性監測系統進行介紹，并提出現階段開展流出物監測任務存在的問題及解決建議。

1.石島灣核電放射性氣載流出物系統

高溫氣冷堆放射性氣載流出物來自一回路冷卻劑系統的泄漏、氦凈化系統再生時的污染氦釋放、燃料裝卸系統的污染氦排放，這些氣載流出物最終將通過核電廠煙囪進行連續排放，通過放射性氣載流出物監測系統可以對煙囪中排放的放射性氣載流出物活度濃度進行連續監測。高溫氣冷堆與壓水堆相比，正常運行時排放氣態14C較多[2]，石島灣核電氣載流出物監測系統包含氚、碳、氣溶膠、碘、惰性氣體5個監測通道，氚、碳監測通道僅進行樣品采集任務，氣溶膠、碘、惰性氣體監測通道具備在線測量氣載流出物體積活度和總排放活度功能、活度超標報警功能、樣品采集功能，其中惰性氣體監測通道還可用于事故及事故后連續監測氣載流出物中放射性惰性氣體活度濃度。

核電廠每周進行人工取樣分析，各樣品具體分析項目如下，氣溶膠：總α總β活度濃度、核素分析（134Cs、137Cs、110mAg、60Co、90Sr）;碘：γ活度濃度、核素分析（131I、133I）;惰性氣體：總β活度濃度、核素分析（85Kr、87Kr、88Kr、133Xe、133mXe、135Xe）；氚 ：氚活度濃度；碳：14C活度濃度。

氣載流出物以每次核素分析獲得的核素活度濃度與當期排放體積之積作為核素排放結果，對活度濃度小于譜探測下限的核素以探測下限的1/2參與計算。總排放量為各種核素的活度濃度之和與當期排放體積之積。石島灣核電放射性流出物各項年排放量申請值分別為惰性氣體9.92e12Bq/a;碘2.65e9Bq/a;粒子（半衰期≥8d）2.34e6Bq/a;14C 2e11Bq/a;3H 2e12Bq/a，由于高溫氣冷堆無實際運行數據，首次裝料前管理目標值暫定為申請值，后續根據實際運行情況改進排放管理目標值。

2.石島灣核電放射性液態流出物介紹

石島灣高溫氣冷堆液態流出物來自氦凈化系統產生的冷凝液、二回路泄露水、集水坑中收集的泄露廢液、去污間的廢液、實驗室的廢液、設備去污及地面沖洗廢液、洗衣房廢水、沐浴及衛生間排水。這些液態流出物經過過濾匯入監測水箱后采用槽式排放方式，槽式排放出口處的放射性流出物中除氚3H和14C外其他放射性核素活度濃度不超過500Bq/L才可進行排放。高溫氣冷堆相比于常規壓水堆產生的液體放射性流出物要少的得多，液體放射性流出物排放前進行人工取樣分析，具體監測項目為總γ、γ 活度（134Cs、137Cs、131I、110mAg、60Co）、90Sr、3H。每季度對液體廢物處理系統中液態流出物90Sr的累積樣進行分析。

液態流出物以每次譜分析獲得的核素的活度濃度與當次排放體積之積作為核素的排放結果，核素排放量之和核素的總排放量（3H和14C除外），活度濃度小于譜探測下限的以探測下限的1/2參與計算。液態放射性流出物年排放量申請值為3H 5.6e12Bq/a;其余核素1.89e8Bq/a，首次裝料前管理目標值與申請值一致。

3.石島灣流出物監督性監測系統建設情況

石島灣監督性監測系統具備獨立廠址與核電廠同步建設，于2020年12月通過生態環境部華東核與輻射安全監督站組織的預驗收。流出物監督性監測系統由流出物在線監測系統和流出物實驗室構成，實現對核電廠釋放到環境中放射性氣態、液態流出物進行在線連續監測和抽樣監測的功能。

3.1 放射性流出物在線監督性監測系統

流出物在線監測系統實時獲取核電廠煙囪及水箱流出物的放射性濃度活度數據，且具備回溯數據及超劑量實時報警功能，能夠達到監督達標排放和及時掌握超標排放目的。表1給出放射性流出物在線監測相關信息。

表1 放射性流出物在線監測信息表

3.2 放射性流出物實驗室

流出物實驗室距離石島灣核電廠約14.3km，設有放射性廢物存放室、核素測量室、樣品儲藏室、化學實驗室、樣品前處理室等房間。流出物實驗室內部布置考慮了樣品、物品和人員的流動方向，使輻射水平從高到低分布，核素測量室與樣品處理室、化學實驗室分層布置，防止放射性的交叉污染。處理室、化學實驗室配備了通風櫥或通風罩，并設有獨立排風風機進行排風，滿足開放操作應在負壓通風柜內進行的要求。核素測量室配備高純鍺γ譜儀（P型N型各1臺）、低本底α/β測量儀（2臺）、低本底液體閃爍計數器（1臺）等設備。表2 給出初步流出物監督性監測計劃[3]。

表2 放射性流出物監測計劃

4.結語

石島灣流出物監測工作還存在一些問題尚未解決，在流出物取樣和監測技術方面，氣載流出物中85Kr核素監測方面缺少成熟的儀器設備和實驗方法及經驗;液態流出物在貯存槽直接取樣裝入液閃計數瓶進測量，無法評估雜質及其他放射性核素對測量結果帶來的不確定度大小[4]。這些問題隨著技術的不斷進步和實踐的積累會逐步得到解決。在技術規范方面，由于高溫氣冷堆流出物的核素種類和排放量與常規壓水堆有一定差異，核電廠放射性流出物取樣監測的項目和頻次也應有所區別，隨著高溫氣冷堆運行流出物監測數據的積累，需要逐步在技術規范中進行明確，為新堆型監督性監測提供依據。