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三门系列AP1000核电厂放射性废物管理技术特点浅析


第 14 卷第 3 期 2015 年 9 月

核 安



Nuclear Safety

Vol.14,No.3 Sep. 2015

三门系列 AP1000 核电厂放射性废物管理技术特点浅析
李国宝 1, 马 楠 2, 李 娟 3, *
(1. 中核辽宁

核电有限公司,葫芦岛 125100;2. 华北电力大学,北京 102206; 3. 环境保护部核与辐射安全中心,北京 100082)

摘要: 核电厂运行过程中不可避免的会产生放射性废物。核电厂通过各种技术和管理手段

减少放射性废物的产生量。AP1000 核电机组采用简化的系统设计、先进的放射性废物 处理工艺、数字化的辐射监测手段,最小化放射性废物的产生量,从而尽可能减少向环 境放射性废物的释放量。文章介绍了三门系列 AP1000 核电机组放射性废物管理的技术 特点并对其在废物最小化方面的优缺点进行了简要的分析。
关键词: AP1000;放射性废物处理;辐射监测;废物最小化 中图分类号: TL94 文章标志码: A 文章编号 : 1672-5360 (2015)03-0043-05
DOI:10.16432/j.cnki.1672-5360.2015.03.007

随着社会的发展,传统能源日趋耗竭,环境 污染也日趋严重,为了实现可持续发展,需要大 力发展清洁能源。核电作为一种清洁、高效和可大 量利用的能源,近年来得到了迅速发展
[1 ]

的过程中,将产生 300 种以上的放射性核素

[3]



这些裂变产物主要为:稀有气体、碘、铯、固体 裂变产物。这些放射性核素的穿透性不强,基本 上被包容在燃料芯块里,部分裂变产生的稀有气 体进入芯块与包壳之间的间隙。 AP1000 的燃料棒由锆合金 (ZIRLO) 包壳 管、二氧化铀陶瓷芯块、压紧弹簧、上端塞和下 端塞等组成
[4]

。但是,

核电厂在各种运行工况下均会产生放射性废物, 按自然形态划分为液体废物、气体废物以及固体废 物
[2 ]

。作为核电厂运行的重要环节之一,减少放

射性废物的产量以及更科学的处理方法和监测方 法对降低工作人员职业照射、减少厂外放射性废物 的释放量及保障环境和公众安全都具有重大意义。 为了安全、高效的使用核电能源,经过几十年 的发展,核电厂的放射性废物控制也得到了很大 的改善。AP1000 核电厂通过各种控制措施减少一 回路放射性源项释放的可能性,采用核岛废物处 理系统与厂址废物处理设施 (简称 SRTF) 相结 合的放射性废物处理模式并通过数字化的辐射监 测系统全面监测核电厂释放的放射性,从而将放射 性废物的产生和辐照影响控制在可接受的范围内。

。蝶形的燃料芯块之间、燃料芯

块与包壳之间以及端部压紧弹簧处的空腔,为容 纳裂变气体、燃料肿胀和燃料芯块与包壳膨胀差 异提供了空间。燃料棒内充的氦气则保证了在正 常功率运行时抵消一回路冷却剂的压力,防止包 壳受压坍塌。总之,燃料棒的设计使得裂变产物 因为燃料棒破损进入冷却剂的可能性极低。

1 源项及控制措施
1.1 裂变产物 反应堆依靠铀原子的裂变获得能量,在裂变

1.2 腐蚀产物 核电厂一回路中流动着高温高压的冷却剂,冷 却剂中溶解有反应性化学补偿毒物硼酸,水经过堆 芯高放照射产生游离的氧,堆芯和一回路材料在 严苛的工作条件下,容易产生化学腐蚀、应力腐蚀 以及冷却剂冲蚀等,腐蚀产物经过堆芯辐照活化从 而成为一回路放射性的主要来源。一回路的腐蚀 产物包括:58Co、60Co、51Cr、95Nb、110mAg 等 [ 5 ] 。

核 电 厂 实 践

收稿日期:2014-03-19 修回日期:2014-08-26 基金项目:国家自然科学基金,项目编号 51206042 ,男,河南商丘人,助理工程师,现主要从事核电厂运行工作 作者简介:李国宝 (1987—) * 通讯作者:李 娟,E-mail:lijiuan@chinansc.cn

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为了减少腐蚀产物的生成,AP1000 核电厂 采取的措施有:采用更加抗腐蚀的一回路结构材 料如锆合金 (ZIRLO) 燃料包壳、因科镍蒸汽 发生器传热管以及奥氏体不锈钢的主管道等;注 入氢气抑制水辐照分解时产生的游离氧;添加 LiOH 提高一回路 pH 值;注入醋酸锌以形成保 护膜等。另外 AP1000 核电站采用相比传统压水 堆核电厂更低的一回路温度以便改善材料的工作 环境。

子、燃料包壳破损率 、人员失误率等多方面因 素
[6]

,稳定运行期间的氚排放量比优化预期的

排放量更低。 为了减少氚的排放量,AP1000 机组对高硼 浓度、高清洁度的化学和容积控制系统下泄流进 行循环利用;加强运行管理,优化运行方案,减 少非计划停堆次数和维修期间的氚逃逸。

1.3 氚 氚是 β 辐射体,能量虽然低,但是半衰期 很长。在冷却剂中主要以氚水 (液态氚) 和放 射性氢气 (气态氚) 的形式存在,氚的来源主 要有:燃料裂变、中子与硼反应、中子与可燃吸 收体反应、中子与 6Li 的反应等。机组的实际氚 排放量取决于非计划停堆次数 、机组的负荷因
表1

1.4 其他核素 冷却剂中氧的活化产生了 16N,16N 会发射较 高能量的 γ 射线 。 由于其 7.11 秒的短半衰期, 在安全壳外不再考虑其放射性。14C 也来源于中 子活化反应,包括 17O (n,α) 14C、14 N (n,p) 14 C 两种主要途径,其半衰期较长,因此其放射 性必须考虑。 以山东海阳核电厂为例,AP1000 核电机组 正常运行时的排放量见表 1。
[7 ]

海阳核电厂 1、 2 号及 3、 4 号机组正常运行工况下的排放量 (Bq · a-1)

· Table 1 Releases of Haiyang nuclear power plant units 1/2 and units 3/4 in normal operation (Bq a-1)

项目 1、2 号核电机组设计排放量 3、4 号核电机组设计排放量 1~4 号核电机组设计排放量 GB 6249-2011 规定
[8]

气载放射性流出物 惰性气体 4.52×1014 4.58×10
14 14 15

液态放射性流出物
14

碘 5.92×109 5.92×10 1.18×10 8.00×10 14.80
9 10 10

粒子 (T1/2>8 d) 3.50×109 3.50×10 7.00×10 2.00×10 3.50
9 9

C
11 12 12

氚 1.22×1013 1.22×10 2.44×10 6.00×10 40.67
13 13 13

氚 9.72×1013 9.72×10 1.94×10 3.00×10 64.80
13 14 14

14

C
10 11 11

其余核素 1.48×1010 1.38×1010 2.86×1010 2.00×1011 14.30

9.10×1011 9.10×10 1.82×10 2.80×10 65

9.10×1010 9.10×10 1.82×10 6.00×10 30.33

9.10×10 2.40×10 37.92

11

1~4 号核电机组设计排放量占 GB 6249-2011 控制值的比例(%)

2 放射性废物处理
AP1000 机组放射性废物处理采用核岛废物 处理系统与厂址废物处理设施 (简称 SRTF) 相结合的处理方式。

射性废液,采取不同的处理方式 。极端情况下 (0.25%的燃料元件破损) 的放射性废液被送到 移动式处理设备处理。经过除气、过滤和离子交 换或者经过移动式处理设备等工艺处理后的废液 送到监测箱,经取样合格后稀释排放。放射性废 液处理系统无法处理的高放射性废液和移动式设 备的浓缩液则送至厂址废物处理设施移动式设备 处理
[9]

核 电 厂 实 践

2.1 核岛放射性废物处理系统 AP1000 核岛放射性废物处理系统包括放 射性废液处理系统 (WLS)、放射性气体废物处 理系统 (WGS) 以及放射性固体废物处理系统 (WSS) 组成。 2.1.1 放射性废液处理系统 放射性液体废物处理系统用于控制、收集、 贮存和处理处置正常运行及预期事件时产生的放 射性废液,包括反应堆冷却剂流出液 、具有潜 在高悬浮固体颗粒杂质的地面 / 设备疏水、洗涤 剂废液和化学废液。如图 1 所示,针对每一种放



图 1 AP1000 核电厂放射性废液处理流程

Fig.1 Treatment scheme of AP1000 nuclear power plant liquid radwaste

李国宝等: 三门系列 AP1000 核电厂放射性废物管理技术特点浅析

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放射性废液首先在监测箱中延迟衰变,等放 射性物质衰变足够长的时间以后进行就地的取 样,经分析满足排放标准后才能进行排放并且在 排放口设置排放控制气动阀,此阀受排放管线上 的放射性监测仪表控制,当排放的流体放射性不 符合要求的时候,自动关闭该阀门或者监测箱 泵,从而防止放射性废物向环境释放。 2.1.2 放射性气体废物处理系统 如图 2 所示,放射性气体废物主要来自废液 处理系统的脱气塔以及反应堆冷却剂疏水箱,气体 在废气系统中进行一个单程、常温活性炭延迟处理, 对气体进行除湿、除碘、延迟衰变等操作
[ 10 ]

放射性废液,并提供 6 台机组 5 年产生的桶装废 物的暂存
[ 11 ]

,处理流程如图 3 所示。

图3

厂址废物处理设施放射性废物处理流程

Fig.3 Treatment scheme of radwaste in site radwaste treatment facilities



系统中设有专门的取样装置,以使得放射性氢气 维持在限值以内,在排放管线上同样有气动阀控 制并由管线上的放射性仪表控制阀门的开关。 厂址废物处理设施主要通过干燥、超级压缩 等减容方法来处理全厂址所有机组内产生的且无 法通过核岛废物处理系统处理的各类废物 (固 体废物以及特殊工况下产生的废液)。主要包括 化学废液、废树脂 / 过滤介质、废过滤器芯、杂 项干废物和通风过滤器芯等,处理后形成的固体 废物包在厂址废物处理设施内暂存。暂存库用于 暂存经厂址废物处理设施处理和整备后形成的废 物包,对潜在可以清洁解控的废物进行贮存衰
图 2 AP1000 核电厂放射性废气处理流程

变,将处置前需要二次包装的废物包装入二次包 装容器,贮存期满后送往低中放废物处置场进行 处置。

Fig.2 Treatment scheme of AP1000 nuclear power plant gaseous radwaste

另外,放射性区域的通风废气,则由专门的 放射性区域通风系统经过过滤、干燥等步骤后, 进行处理,在放射性仪表的监测下排放。废气系 统和所有的放射性区域通风处理后的气体共同排 到电厂烟囱监测排放。 2.1.3 放射性固体废物处理 放射性固体废物处理系统用于收集和暂存正 常运行和预期运行事件下产生的废树脂、废过滤 器滤芯、干废物和混合废物。废树脂先在废树脂 暂存箱中暂存衰变 6 个月,然后装入屏蔽转运容 器,与其他放射性固体废物一起送往厂址废物处 理设施集中处理。

3 废物最小化
废物最小化包括废物活度最小化和废物质量 和体积的最小化。AP1000 机组通过不断优化的 系统设计和运行管理,尽可能减少放射性废物的 产生量,主要包括以下方面。 ( 1) 设计上,AP1000 一回路使用抗腐蚀性 能更好的材料,采用先进的表面处理工艺,有效 降低了裂变产物的释放和腐蚀产物的生成,从源 头上减少了放射性废物的产生量。另外,AP1000 对系统进行了简化并使用设计寿命更长的设备, 减少了因设备运行、维修和退役后产生的放射性 废物量。 ( 2) AP1000 对放射性废液及放射性废气 的处理特点:对放射性废液进行脱气、过滤、离 子交换等方式无法除去液态氚;放射性废气经活 性炭单程延迟衰变后排放,由于氚的半衰期很

核 电 厂 实 践

2.2 厂址废物处理设施 厂址废物处理设施作为核岛废物处理系统的 补充,提供适合的方法来处理核岛产生但无法直 接处理的各类废物以及异常工况下二回路产生的

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长,延迟衰变不能有效降低气载氚的排放量。见 表 2,通过良好的运行管理,AP1000 的氚排放 量低于国家限值。
表2 单台 AP1000 机组预期氚排放量 (GBq · a-1)
· a-1) (GBq

和除碘运行,造成其正常运行时气载碘的排放量 大大增加,使得 AP1000 的气载放射性排放造成 的公众照射比其他堆型要高。

4 全面数字化辐射监测
如图 4 所示,AP1000 辐射监测系统包括分 布式的多套辐射监测仪和一套辐射监测计算机 系统组成,整套系统将独立的计算机网络 (CRPS-1000) 和先进的现场总线技术相结合 。 辐射监测仪表分为安全相关仪表和非安全相关仪 表。其中安全相关仪表通过硬接线直接送信号到 保护和安全监控系统 (PMS) 用于电厂的安全 级控制,非安全相关仪表采集的数据则通过数 据处理和显示系统 (DDS) 送往电厂控制系统 (PLS) 用于电厂监控和常规控制。

Table 2 Expected tritium releases of single AP1000 unit

类别 液态流出物氚排放量 气载流出物氚排放量 氚排放总量

预期保守排放量 预期优化排放量 法规限值 3.7×104 1.3×104 5.0×104 3.3×104 0.2×104 3.5×104 7.5×104 1.5×104 9.0×104

( 3) 相对于我国其他堆型压水堆核电厂, AP1000 核电厂的功率调节和负荷跟踪采用控制 棒调节的方式,使得正常运行期间不需要调硼, 减少了含硼一回路废液产生量,同时,没有硼回 收系统也必然导致停堆放射性废液量的增加,增 加了废液处理的负担。总体来说废液处理量与其 他堆型相比明显降低,见表 3。
3 -1 表 3 AP1000 堆型与其他堆型废液量比较 (m· a)
[12]

Table 3 Comparison of liquid radwaste quantity between
· AP1000 and other types nuclear power plant (m3 a-1)

类别 工艺废液 化学废液 地面疏水 服务(洗衣 )水

AP1000 930 2 1 363 273

EPR 2 458 3 587 3 216

CPR1000 2 250 1 500 5 000 1 250

( 4) 厂址废物处理设施采用先进的成熟工 艺,有效减少了废物的包装量。与传统的减容技 术相比,可以显著减少水泥固化后的废物量。表 4 是与其他新建堆型的比较。
图 4 AP1000 辐射监测系统结构图

Fig.4 AP1000 radiation monitoring system structure diagram

AP1000 辐射监测系统为完成电厂排出物监 测、工艺流监测、气载放射性监测以及厂内环境 辐射所必须信息的连续监测
[ 14 ]
[13]

核 电 厂 实 践

表4

预期在建核电厂单台机组放射性固体废物包
3 -1 产生体积 (m· a)

。该辐射监测系

Table 4 Anticipated volumes of solid radwaste produced
3 -1 by the nuclear power plants under construction (m· a)

统设置了独立的计算机系统,用户可以通过专用 软件的人机界面查看所有辐射监测仪的详细信 息,提高了工作人员掌握全厂辐射水平的能力。 通过对工艺流体放射性、气载放射性以及区 域放射性进行监测,电厂工作人员可以掌握核电 厂的运行状态,可以帮助确定是否存在一回路泄 漏 (LOCA) 和一回路向二回路泄漏 (如蒸汽 发生器传热管破裂) 等事故发生,减少工作人

核电厂 (堆型) 废物包预期值

二代加改进 浙江三门 山东海阳 型核电厂 核电厂 核电厂 (M310) (AP1000) (AP1000) 57 43.6 54.6

广东台山 核电厂 (EPR) 96

( 5) 另外,由于 AP1000 机组仅在需要的 时候才对反应堆厂房和辅助厂房的通风进行过滤

李国宝等: 三门系列 AP1000 核电厂放射性废物管理技术特点浅析

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员遭受意外照射的风险,并为机组快速退至安全 工况提供指导。 通过区域放射性监测的数据,将厂区不同 区域按放射性高低划分控制区,科学安排运行 人员巡检路径,合理安排设备维修和检查时操 作人员的工作顺序 、 工作时间和防护等级等, 为降低电厂工作人员的职业辐照剂量提供数据 支持 。 表 5 为 AP1000 机组主要活动操作人员 辐照剂量 。由西屋公司设计核蒸汽供应系统的 运行核电 厂中,职业辐照剂量的最低数据是 · Sv · MW-1,可见 AP1000 的数据远 · a-1 10×10-4 人 远低于这个数值,体现了 AP1000 在工作人员职 业照射剂量控制中的优势。
表 5 AP1000 主要活动年辐照剂量估算值 [ 15 ]

到的照射风险。但是,由于 AP1000 的设计并不以 最大化降低废物产生量为目的,更注重在满足核 电厂约束限值同时满足国家限值的基础上,尽量 减少机组造价,降低核电建造和运行成本,其最 大优势还是体现在系统简化后较好的经济性上。
参 考 文 献
[1] 陈世君.世界核电现状及其发展趋势 [J] . 东方电气评论, 2001,15 (2):65-78. [2]罗上庚. 放射性废物处理与处置 [M] . 2 版. 北京:中国环境 科学出版社,2007. [3]谢仲生,吴宏春,张少泓. 核反应堆物理分析 (修订本) [M] . 1 版. 西安:西安交通大学出版社,2004. [4]顾军主编. AP1000 核电厂系统与设备 [M] . 1 版. 北京:原

Table 5 Estimated values of AP1000 main activity irradiation dose
类 别 份额 (%) 20.6 18.0 24.7 22.4 7.7 6.6 100 预计年剂量 (人 · Sv · a-1 ) 0.138 0.121 0.166 0.150 0.052 0.044 0.671

子能出版社,2010. [5]李群. 反应堆一回路冷却剂中主要活化腐蚀产物的分离和测 定 [J] . 核动力工程,1981 (2):10-11. [6]杨雪. AP1000 型核电机组运行期间的预期氚排放[J] . 辐射 防护通讯,2012,32 (1):8-12. [7]中电投山东核电有限公司. 山东海阳核电 3、4 号机组工程 环境影响报告书 [R] . 山东:中电投山东核电有限公司, 2014-04-08. [8] 环境保护部,国家质量监督检验检疫总局. GB 6249-2011 核动力厂环境辐射防护规定 [S] . 北京:中国环境科学出版

反应堆运行和监督 例行检查和维修 在役检查 特种维修 废物处理 换 总 料 计

另外,通过排出物监测,可以实时记录核电 厂向环境中排放的辐照剂量,其监测结果可以用 于控制排放以及计算排出的放射性总活度。因为 监测点位于核电厂整个废物排放的末端,通过对 各个排出物 (包括汽轮机疏水、液态放射性废 物排放、生产废水排放和电厂烟囱等) 的流量 进行控制,核电厂对环境的放射性影响被控制在 要求的限值以下。

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核 电 厂 实 践

5 总结
AP1000 是核电厂采用先进的工艺系统设计 和材料选择,有效地阻止了裂变产物的释放,降 低了放射性腐蚀产物的产生。AP1000 放射性废 物处理采用核岛废物处理系统与厂址废物处理设 施相结合的处理模式,减少了废物包装量 。另 外,AP1000 是核电厂采用全面的数字化的连续 放射性监测,有效地降低了电厂工作人员可能受

( 下转第 54 页 )

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The Study on the Construction Progress of Rescue Team for Nuclear Accidents all over the World after Fukushima Nuclear Accident
CHEN Yingying, CHEN Peng, LI Bing, LI Li, LU Yuanyuan
(Nuclear and Radiation Safety Center,Ministry of Environmental Protection,Beijing 100082, China ) s nuclear emergency, especially nuclear power Abstract: After Fukushima nuclear accident, the world’ plant nuclear accident emergency work is facing new challenges. Countries around the world have improved the accident response measures from the national level and the nuclear facilities, to strengthen the nuclear accident emergency preparedness and response capacity building. Based on the research of the construction of nuclear accident emergency rescue capabilities of France,the United States,Germany,the construction of nuclear fast rescue forces for nuclear accidents emergency at nuclear power plants of China’ s Nuclear Power Corporation-level after Fukushima is summarized. Key words: nuclear accident;nuclear emergency;rescue team !!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!! (上接第 47 页 )

Simple Analysis of Sanmen Series AP1000 Nuclear Power Plant Radwaste Management Technical Characteristics
LI Guobao1,MA Nan2,LI Juan3
(1. CNNC Liaoning Nuclear Power Co., Ltd., Huludao 125100, China;

事 故

2. North China Electric Power University, Beijing 102206, China 3. Nuclear and Radiation Safety Center, MEP, Beijing 100082, China) Abstract: In the operation of nuclear power plant,radwaste are generated inevitably. To reduce the genera-

应 急

tion, various technical and managerial measures are taken. By adopting simplified system designs, advanced radwaste treatment technologies, and digital radiation monitoring, AP1000 nuclear power plant minimizes the amount of radwaste generated,decreases the release of radioactivity. This paper introduces the technical characteristics of sanmen series AP1000 nuclear power plant radwaste management,and analyzes its advantages and disadvantages briefly. Key words: AP1000;radwaste treatment;radiation monitoring;radwaste minimization


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