核电厂流出物的排放量管理目标值是核电厂运行管理的重要部分, 是保护核电厂周围公众健康的重要手段。田湾核电厂1、2号机组为俄罗斯引进的改进型WWER-1000压水堆, 为我国首次引进的俄罗斯堆型。由于缺少国内运行经验, 在首次装料阶段的批复中, 排放值暂按《核动力厂环境辐射防护规定》(GB 6249- 2011)的总排放量控制值的1/3进行申请, 同时要求"运行三年后, 对放射性流出物排放量进行优化, 提出正式的放射性流出物年排放量限值的申请值"^[1]。

本研究根据田湾1、2号机组的设计资料、运行反馈、该地区核电发展规划和人口、气象等条件, 在满足国家法规、标准的要求下, 对放射性流出物排放量进行最优化研究, 最优化的结果归整后即为向国家审管部门申请的排放量管理目标值。

1 研究意义

在国家法规标准要求下, 田湾核电厂的放射性流出物年排放量进行优化是辐射防护最优化原则在核电厂运行管理中的实际运用。

解决我国首次引进的改进型WWER-1000/428压水堆的放射性流出物排放优化问题, 填补了该堆型放射性流出物对公众影响方面的一个空白。

该研究成果用于核电厂运行反馈, 可降低对核电厂周围公众的剂量。

2 研究方法

在辐射防护三原则中, ICRP认为个人剂量限值为限制代价和利益在人群中可能不均匀分布设定, 目的是对人群中的每个个体进行保护。目前的公众个人剂量限值是1 mSv/a (不含本底贡献), 其基本依据是在该限值下的终生照射产生的健康影响非常小, 大致等于天然源(不含氡)的本底辐射水平, 即公众通常接受的危险水平。该值是人相关的, 是各种辐射源、各种途径受照剂量的总和。实践中, 通常要求每个实践给予的剂量不超过0.3 mSv/a, 该值即为此实践的剂量约束值。并要求在此剂量约束下不断优化, 制定实践使用者的内部控制值, 即管理目标值, 以降低不必要的照射, 这就是辐射防护最优化原则(ALARA原则)。管理目标值应稍高于根据辐射防护最优化计算得到的排放量和排放浓度, 以便为运行的灵活性留出余地。IAEA认为, 由审管部门来确定批准排放量控制值, 该值应满足:①辐射防护最优化; ②对关键组的剂量不应当超过相应的剂量约束值; ③反映良好的设计和管理的实践; ④为运行的灵活性和变动性留出余地。该值不是绝对禁止超过的, 可把年限值的50%确定为每个日历季度限值水平, 年限值的20%确定为每个日历月的限值水平, 或者年限值的10%为每周限值水平。超过短期控制水平时, 运行者应当通报审管部门, 说明原因, 并提出减少排放的措施。

国际原子能机构(IAEA)还认为, 对核电厂流出物的优化控制, 要在剂量约束下进行。剂量约束最大可取0.8 mSv/a, 建议取0.3 mSv/a。我国《核电厂辐射防护规定》(GB 6249-2011)规定, 厂址的剂量约束值为0.25 mSv/a。

我国运行核电厂排放管理目标值包括年排放总量限值和排放浓度上限值, 要求核电厂营运单位在设计排放量的基础上, 根据厂址特征和同类电站的运行经验反馈, 根据辐射防护最优化原则, 提出放射性液态流出物年排放总量和排放浓度申请值, 并报审管部门批准。排放管理目标值是在剂量约束下, 用辐射防护最优化方法计算得出。ICRP推荐用于辐射防护最优化的定量决策方法有代价-利益分析、代价-效能分析、多属性效用分析和多标准评级分析等, 应用统计学、运筹学、管理科学和计算机等现代科学技术和方法, 可在不同类型的、技术或社会的、定量或定性的因素之间权衡, 进行优化和决策。

目前已经在我国核电厂流出物排放优化中采用的是多属性效用分析方法, 已经为秦山一期核电厂液态流出物、秦山三期液态流出物、秦山三期气态C-14制定了管理目标值并投入使用。此方法还在核应急决策中广泛使用。多属性效用分析是一种用途非常广的制定决策的方法, 可解决难以货币量化的因素。实质是对有关因素采用一个多属性效用函数, 由多个部分效用函数加权构成, 每个部分效用函数描述一个因素。因素无需精确的定量描述, 只要描述到各个方案之间的比较即可。某个部分效用函数的权重表示该因素的相对重要性。另外, 部分效用函数不要求必须线性, 这样更能准确地描述实际情况, 如处理费用可能随处理效率的提高急剧增加, 人们对大的个人剂量的厌恶态度急剧增加等。

代价-利益分析将影响决策的因素都以货币表示, 将防护代价和危害代价都统一到货币上, 也就是将辐射对社会的危害用货币形式进行定量估计。基本的代价-利益分析只考虑了防护代价和集体剂量这两个因素, 扩展的代价-利益分析可以增加对个人剂量分布、危害的时间分布等的考虑。该方法已经在原子能院含氚废水的处置方案选择、铀尾矿库覆盖层最优厚度计算、加速器和钴源房屏蔽厚度计算等方面应用。但辐射防护因素非常多, 或涉及一些难以用货币定量的因素时, 此方法不容易描述。

代价-效能分析以计算减少单位剂量而付出的代价来比较各方案的优劣。在早期的原子能院液态放射性流出物排放管理目标值优化研究中, 使用该方法制定了优化的排放管理目标值。由于该方法只考虑了防护代价和集体剂量这两个最基本的因素, 不能描述多种因素的方案。

多标准评级分析方法不是像其他方法一样将全部因素用同一单位量度, 而是某个方案与其他方案相比, 按"优点指数"和"排除指数"逐对比较。但是这种方法适用于分立的各个方案之间的比较, 不适用于连续的排放水平。

因此, 使用多属性效用分析方法开展研究。

2.1 确定剂量约束(图 1) 2.1.1 场址的剂量约束

我国《核电厂辐射防护规定》(GB 6249)中规定"任何厂址的所有核动力堆向环境释放的放射性物质对公众中任何个人造成的有效剂量, 每年必须小于0.25 mSv的剂量约束值。"^[1]即田湾核电基地的剂量约束为0.25 mSv/a。

2.1.2 电厂的剂量约束

考虑到田湾核电基地总体规划装机容量为8 × 1000 MW机组, 分四期建设。故一期工程(1、2号机组)的剂量约束采用场址剂量约束值的一部分。根据《关于田湾核电站一期工程环境影响报告书(首次装料阶段)的批复》(国家环境保护总局环审[2005]795号)第三条:"同意将0.08 mSv/a作为田湾核电站一期工程两台机组周围公众的剂量约束值。"因此, 田湾核电站1、2号机组的剂量约束为0.08 mSv/a (即80 μSv/a)。

2.1.3 气载途径的剂量约束

参考国外做法, 气态与液态的分配比例取7:3, 即56 μSv/a。2.1.4其他约束条件《核电厂辐射防护规定》(GB 6249-2011)6.2条要求"核动力厂必须按每堆实施放射性流出物年排放总量的控制, 对于3000 MW热功率的反应堆, 其控制值如下"^[1], 6.3条要求"对于热功率大于或小于3000 MW的反应堆, 应根据其功率按照6.2条款规定适当调整"^[1]。按此要求, 田湾1、2号机组按6000 MW热功率调整后, 气载放射性流出物各成分年排放量限值的上限列于表 1, 这也是优化的一个约束条件。

2.2 确定排放源项 2.2.1 来源

核电站放射性物质来源于裂变产物和活化产物。第一来源于堆芯裂变产物, 在燃料元件的芯体内滞留并被燃料元件的包壳包容, 只有极少量的裂变产物通过破损的包壳泄漏到一回路冷却剂。第二来源于堆内结构材料、一回路冷却剂和设备材料的活化产物, 这些放射性物质通过蒸汽发生器传热管和冷却剂的净化处理污染辅助系统和二回路^[3]。

2.2.2 浓度

根据《田湾核电站一期工程环境影响报告书(首次装料阶段)》^[3]及田湾核电站运行资料, 核电厂正常运行时:KLD10系统处理一回路系统主设备的非可控冷却剂泄漏产生的气态放射性物质, 放射性气体浓度约6 × 10⁶Bq/m³。KLE20系统处理辅助厂房和安全厂房设备非可控冷却剂泄漏产生的气态放射性物质, 放射性气体浓度约6 × 10³Bq/m³。KPL2系统为每台机组设置了两条完全相同的活性炭滞留床处理线, 主线工艺气体放射性浓度为1 × 10⁸~1 × 10¹³ Bq/m³, 辅线放射性气体浓度为2 × 10⁶~1 × 10¹¹ Bq/m³。KPL3系统接受的气体放射性浓度为5 × 10⁴~5 × 10⁸Bq/m³。

2.2.3 排放量

两台机组正常运行工况(包含预计运行事件)下, 气态放射性流出物年最大排放量设计值见表 2^[3]。

根据田湾核电站一期工程流出物监测数据, 2008 -2010年两台机组气态流出物中核素活度和释放体积见表 3。

2.3 参数准备

影响排放的因素有:①流出物排放所致关键居民组剂量H (μSv/a); ②流出物排放所致周围公众的集体剂量Sp (人·mSv/a); ③为减少排放量进行废气治理过程中工作人员的集体剂量S0(人· mSv/a); ④为减少排放量进行废气治理过程中所花费的费用F (￥/a); ⑤废水处理产生的固体废物浅地表处置所致后代子孙的剂量D (μSv/a); ⑥公众要求保护环境减少向环境排放的心理因素I。

这些因素代表了当前危害与未来危害的权衡、对公众危害和职工危害的权衡、经济与防护的权衡。

气载途径考虑了7种考虑方案, 各方案的排放量和影响因素取值列于表 4。

2.4 计算

对多种方案, 采用ICRP推荐的多属性效用分析方法^{[6, 7]}进行分析。令为效用函数, 有

1)

式中, W_i为i因素的权重因子(i=1, 2…7);U_ij是i因素第j个水平的归一化值(j=1, 2…7), u∈(0, 1)。设f_j为某因素在第j个水平效用函数值, 采用线性差插值法, 则有, (或, 由i因素性质确定^[6])。U_j的极大值, 即U_jmax即为最优水平。见表 5。

本研究参考相关文献, 采用了4种影响因素的权重, 即W_H=0.32、W_Sp=0.21、W_I=0.28, W_F=0.19^[7]。再根据7种方案的效用值, 计算出7种方案的总效用值。

为减小由于选择不同方案对个人剂量的影响, 将不同影响因素假设条件下计算出的各种方案的效用函数值的分立值用最小二乘法拟合为连续曲线, 可得出不同影响因素下最大效用函数的数值(maxU)。进一步由maxU的数值得出Q的最优值, 见表 6。

数据表明Q的优化值在8.77E+12到2.31E+13 Bq/a之间, 几何均值为1.48 × 10¹³ Bq/a, 相应的优化剂量值为0.1 μSv/a, 估算出各核素排放的优化排放量Q_op, 列于表 7, 可求出田湾核电站一期工程气态流出物的优化排放量。

2.5 氚和C-14的考虑 2.5.1 氚

① 氚的剂量占放射性流出物优化剂量的份额低于千分之一。由于剂量贡献非常小, 在通过剂量约束值来计算相应的流出物排放控制值时, 可以忽略氚的剂量贡献。因此, 建议按设计值作为排放量申请值; ②根据田湾一期1、2号机组的运行经验反馈:液态氚的实际排放量大于设计值, 气态氚实际排放量远低于设计值。因此, 田湾核电站建议"根据俄方反馈的意见, 将液态氚设计值调整为原来的两倍; 以及应调整气液态氚的排放比例"。

因此, 建议气态氚仍按原设计值7.80 × 10¹²Bq/a作为排放量申请值。

2.5.2 碳-14

由于气态碳-14的排放没有经过处理(采用活性炭滞留床吸附工艺不能处理碳-14, 因此, 建议按设计值6.00 × 10¹¹Bq作为排放量申请值。

3 结论 3.1 计算结果与分析

根据以上计算, 田湾1、2号机组气载放射性流出物中的年排放管理目标值申请值为:

气态放射性流出物:惰性气体1.23E+13 Bq; 碘3.69E+7 Bq; 粒子8.12E+7 Bq; 气态氚7.80E+12Bq; 碳6.00E+11Bq。

对比设计值、年均实际排放值、原申请值、国家标准和建议申请值列于表 8。

本研究在综合考虑气载途径各种组分的综合影响基础上, 计算出年排放管理目标值的申请值。该值满足GB 6249-2011的要求, 能够对运行起到参照和限制作用。

3.2 年排放管理目标值的使用方法

运行中使用该值还应遵守GB 6249-2011的要求:"核动力厂的年排放总量应按季度和月控制, 每个季度的排放总量不应超过所批准的年排放总量的二分之一, 每个月的排放总量不应超过所批准的年排放总量的五分之一。若超过, 则必须迅速查明原因, 采取有效措施。"^[1]