壓水堆核電廠氣液態(tài)放射性流出物源項(xiàng)計(jì)算程序CPGale的開發(fā)

呂煒楓，陳明亮，劉 杰，熊 軍，蔣振宇

(中廣核工程有限公司核電安全監(jiān)控技術(shù)與裝備國家重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室，廣東 深圳 518172)

在壓水堆核電廠運(yùn)行過程中，不可避免地會(huì)產(chǎn)生放射性核素并以氣態(tài)或液態(tài)途徑向環(huán)境中釋放。核電廠每年向環(huán)境釋放的放射性核素即為運(yùn)行狀態(tài)下氣液態(tài)放射性流出物源項(xiàng)，是壓水堆核電廠安全審評(píng)和環(huán)境影響評(píng)價(jià)的重點(diǎn)關(guān)注問題。在2011年，國標(biāo)GB 6249—2011[1]正式發(fā)布，規(guī)定了壓水堆核電廠運(yùn)行期間向環(huán)境排放的氣液態(tài)放射性流出物源項(xiàng)限值，包括惰性氣體、碘、氣溶膠、氚、C-14和其他核素。相較于國標(biāo)GB 6249—1986，對(duì)以上核素排放限值的規(guī)定更為嚴(yán)格。在壓水堆核電廠設(shè)計(jì)階段，需確定氣液態(tài)放射性流出物源項(xiàng)設(shè)計(jì)值并與國標(biāo)GB 6249—2011的限值進(jìn)行比較。國內(nèi)外各核電公司針對(duì)各類型核電廠開展了氣液態(tài)放射性流出物源項(xiàng)計(jì)算工作，計(jì)算方法多種多樣，輸入?yún)?shù)類型和計(jì)算假設(shè)也各不相同，有必要對(duì)運(yùn)行狀態(tài)下氣液態(tài)流出物源項(xiàng)計(jì)算方法開展研究。

法國阿?，m在20世紀(jì)80年代開發(fā)了針對(duì)M310堆型運(yùn)行狀態(tài)下氣態(tài)流出物源項(xiàng)計(jì)算程序REJGAZ和液態(tài)流出物源項(xiàng)計(jì)算程序REJLIQ，并隨著大亞灣核電廠的建設(shè)向中方轉(zhuǎn)讓[2]。后續(xù)國內(nèi)M310和CPR1000堆型核電廠的氣液態(tài)流出物源項(xiàng)計(jì)算基本沿襲了以上兩款程序的思路，但根據(jù)國內(nèi)安審當(dāng)局要求以及國內(nèi)核電廠具體的系統(tǒng)設(shè)計(jì)對(duì)程序的計(jì)算模型和內(nèi)嵌參數(shù)略有調(diào)整。

在法國ANP公司開展EPR堆型核電廠的設(shè)計(jì)時(shí)，其運(yùn)行狀態(tài)下氣液態(tài)流出物源項(xiàng)摒棄了理論計(jì)算的方式，而是直接基于法國在役壓水堆核電廠的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)數(shù)據(jù)，并考慮了EPR堆型核電廠在材料、一回路水化學(xué)和三廢處理系統(tǒng)設(shè)計(jì)上的改進(jìn)。源項(xiàng)經(jīng)驗(yàn)反饋數(shù)據(jù)主要來源于法國1 300 MWe 核電機(jī)組8個(gè)電廠2001—2003 年完整的測量數(shù)據(jù)。預(yù)期排放源項(xiàng)為電廠運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)數(shù)據(jù)的平均值，最大排放源項(xiàng)則考慮了正常運(yùn)行的所有情況(包括停堆瞬態(tài))[3]。

美國NRC在上世紀(jì)80年代基于美國在役壓水堆核電廠的大量運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)數(shù)據(jù)，開發(fā)了運(yùn)行狀態(tài)下氣液態(tài)流出物源項(xiàng)計(jì)算程序PWR-Gale。在西屋公司開展AP1000設(shè)計(jì)時(shí)，其運(yùn)行狀態(tài)下流出物源項(xiàng)仍然采用PWR-Gale程序計(jì)算，但是程序中內(nèi)嵌的一二回路源項(xiàng)參考值來源由最初的ANS18.1—1984更新為ANS18.1—1999[4-5]。

綜上所述，國內(nèi)外各堆型壓水堆核電廠對(duì)于運(yùn)行狀態(tài)下氣液態(tài)流出物源項(xiàng)計(jì)算方式各有不同，缺乏通用的運(yùn)行狀態(tài)下氣液態(tài)流出物源項(xiàng)計(jì)算模型及計(jì)算程序，有必要對(duì)此開展研究。

1 核電廠氣液態(tài)放射性流出物源項(xiàng)計(jì)算模型

1.1 氣液態(tài)放射性流出物的釋放途徑

對(duì)于壓水堆核電廠，在運(yùn)行狀態(tài)下放射性核素以氣態(tài)和液態(tài)方式向環(huán)境釋放的途徑較為固定。根據(jù)PWR-Gale程序的計(jì)算模型、EPR堆型的設(shè)計(jì)和法國阿海琺公司在M310堆型上的計(jì)算，結(jié)合壓水堆核電廠的工藝流程和廠房布置，在運(yùn)行狀態(tài)下放射性核素以氣態(tài)方式向環(huán)境釋放的途徑主要為核島廠房通風(fēng)系統(tǒng)、廢氣處理系統(tǒng)和二回路系統(tǒng)。在運(yùn)行狀態(tài)下放射性核素以液態(tài)方式向環(huán)境釋放的途徑主要為通過廢液處理系統(tǒng)、含氚廢液排放、二回路系統(tǒng)和其他廢液排放(如洗衣房廢液)。在實(shí)際計(jì)算過程中，洗衣房廢液由于其放射性濃度太低，一般不予考慮。

1.2 氣液態(tài)放射性流出物中核素的遷移和釋放

向環(huán)境排放的流出物有其初始的來源。對(duì)于氣態(tài)流出物，可能是廠房中放射性液體泄漏產(chǎn)生的放射性氣體，也可能是貯存放射性液體的儲(chǔ)罐掃氣產(chǎn)生的含氫廢氣。對(duì)于液態(tài)流出物，可能是廢液處理系統(tǒng)收集的放射性廢液，或是排氚需要而從一回路冷卻劑系統(tǒng)排出的冷卻劑。根據(jù)其初始的來源以及流出物源項(xiàng)計(jì)算的基準(zhǔn)源項(xiàng)，可分析得到該流出物內(nèi)初始的放射性濃度或活度?？紤]該股流出物從產(chǎn)生源頭至環(huán)境過程中的衰變時(shí)間以及各凈化單元對(duì)其的總?cè)ノ垡蜃?，可分析得到在產(chǎn)生源頭至環(huán)境過程中該股流出物中放射性核素的去除情況，考慮對(duì)所有向環(huán)境排放的流出物對(duì)時(shí)間的積分，可得到在運(yùn)行狀態(tài)下以氣態(tài)或液態(tài)方式向環(huán)境釋放的放射性核素總量。

根據(jù)以上分析，運(yùn)行狀態(tài)下以氣態(tài)或液態(tài)方式向環(huán)境釋放的放射性核素總量，可用下式進(jìn)行計(jì)算：

(1)

式中，Q(t′)為向環(huán)境的氣態(tài)或液態(tài)釋放流量，t/h；Ci(t′)為向環(huán)境的氣態(tài)或液態(tài)流出物來源中的放射性濃度，GBq/t；t1為流出物在釋放前的衰變時(shí)間，h；DFi為流出物在釋放前總的去污因子，無量綱；λi為衰變常數(shù)，h-1;ε為排放份額，無量綱。

考慮到在計(jì)算時(shí)存在流量和濃度難以獲得但總活度已知的情況，式(1)可修改為如下形式：

(2)

1.3 核島廠房通風(fēng)系統(tǒng)的考慮

核島廠房通風(fēng)系統(tǒng)中放射性來源于放射性液體的泄漏和開放水面的蒸發(fā)。在實(shí)際設(shè)計(jì)過程中，由于廠房中設(shè)備眾多且介質(zhì)泄漏率不固定，往往難以獲得比較精確的介質(zhì)泄漏率數(shù)據(jù)。在這種情況下也可采用歸一化泄漏系數(shù)的方式評(píng)估核島廠房通風(fēng)系統(tǒng)向環(huán)境中釋放的放射量。歸一化泄漏系數(shù)定義為通過廠房通風(fēng)系統(tǒng)向環(huán)境的放射性年釋放總量與一回路冷卻劑放射性濃度的比值。該系數(shù)需通過在役同類型核電廠的大量實(shí)測數(shù)據(jù)分析得出。

由此，在已知廠房內(nèi)冷卻劑泄漏率的情況下，式(1)可表達(dá)為如下形式：

(3)

式中，Qleak(t′)為廠房中一回路冷卻劑泄漏率，t/h；CRCPi為一回路冷卻劑中核素i的放射性濃度，GBq/t；PFi為核素i的氣水分配因子,無量綱。

在冷卻劑泄漏率未知，但歸一化泄漏系數(shù)已知的情況下，式(1)可改為如下形式：

(4)

式中，RN為廠房中核素的歸一化泄漏系數(shù)，(GBq/a)/(GBq/t)。

1.4 廢氣處理系統(tǒng)的考慮

廢氣處理系統(tǒng)的放射性廢氣來自于一回路冷卻劑系統(tǒng)和其他含放射性液體的罐體的吹掃以及對(duì)于放射性冷卻劑的除氣。根據(jù)吹掃或除氣冷卻劑中的放射性濃度，考慮適當(dāng)?shù)臍馑峙湟蜃蛹纯傻玫綇U氣中的放射性活度濃度。

具體的計(jì)算模型因廢氣處理系統(tǒng)的工藝配置不同而不同。以國內(nèi)典型三代壓水堆核電廠采用的閉式循環(huán)工藝的廢氣處理系統(tǒng)為例，功率運(yùn)行期間廢氣處理系統(tǒng)吹掃單元內(nèi)的放射性氣體不會(huì)送往廢氣處理系統(tǒng)滯留單元，而是在循環(huán)管線內(nèi)循環(huán)衰變。功率運(yùn)行期間廢氣處理系統(tǒng)向環(huán)境的放射性釋放主要來自于可能的泄漏，由此可建立功率運(yùn)行期間廢氣處理系統(tǒng)向環(huán)境的放射性釋放計(jì)算公式如下：

(5)

式中，GRTEG1i為功率運(yùn)行期間來自廢氣處理系統(tǒng)泄漏的放射性釋放量，GBq/a；Ai(t)為t時(shí)刻廢氣處理系統(tǒng)循環(huán)管線內(nèi)的核素i的放射性總量，GBq；λi為第i種核素的衰變常數(shù)，h-1；Qleak為廢氣處理系統(tǒng)循環(huán)管線接口處的氣體泄漏率，單位為STP·m3/h(STP為standard temperature and pressure的縮寫，表征溫度為0攝氏度、壓強(qiáng)為101.325千帕的狀況)；VTEG為廢氣處理系統(tǒng)吹掃單元內(nèi)的等效氣相空間，STP·m3；DFNABi為核輔助廠房通風(fēng)系統(tǒng)對(duì)核素i的去污因子，無量綱；tteg為廢氣處理系統(tǒng)滯留單元的滯留時(shí)間，h；tyr為機(jī)組全年滿功率運(yùn)行時(shí)間，h；tcycle為循環(huán)長度，h。

在停堆期間，由于一回路冷卻劑系統(tǒng)的大流量除氣，廢氣處理系統(tǒng)吹掃管線需要向滯留單元排放放射性氣體。排放的放射性氣體經(jīng)滯留單元滯留衰變后通過煙囪向環(huán)境排放。停堆期間向滯留單元釋放的放射性氣體包括兩部分：留存部分以及停堆前吹掃部分?？山⑾颦h(huán)境排放的放射性核素總量的計(jì)算公式如下：

(6)

式中，GRTEG2i為停堆期間來自廢氣處理系統(tǒng)的放射性釋放量，GBq/a；Ai(tcycle)為循環(huán)末時(shí)刻廢氣處理系統(tǒng)循環(huán)管線內(nèi)的核素i的放射性總量，GBq；CRCPi為一回路冷卻劑中核素i的放射性濃度(冷停堆值)，GBq/t；MRCP為一回路冷卻劑水裝量，t；DFNABi為核輔助廠房通風(fēng)系統(tǒng)對(duì)核素i的去污因子，無量綱；λi為第i種核素的衰變常數(shù)，h-1；tteg為廢氣處理系統(tǒng)滯留單元的滯留時(shí)間，h；tcycle為循環(huán)長度，h；NShut為一年內(nèi)停堆次數(shù)，單位為次，默認(rèn)為2次；PFTEPi為硼回收系統(tǒng)除氣塔處核素i的氣水分配因子，無量綱。

1.5 二回路系統(tǒng)的考慮

二回路系統(tǒng)的放射性來源于蒸汽發(fā)生器處可能的一回路冷卻劑向二回路的泄漏。泄漏至二回路中的放射性核素通過氣水分配和遷移，擴(kuò)散至二回路系統(tǒng)蒸汽、給水和蒸汽發(fā)生器水相。在二回路系統(tǒng)中，不可避免地存在蒸汽泄漏和給水泄漏；冷凝器的真空系統(tǒng)也將帶走蒸汽中放射性；蒸汽發(fā)生器的排污水也存在不回收利用而排放至環(huán)境中的情況。以上四點(diǎn)構(gòu)成了放射性核素以氣態(tài)或液態(tài)方式通過二回路系統(tǒng)向環(huán)境排放的具體途徑。

對(duì)于蒸汽發(fā)生器的排污水，其放射性濃度等同于蒸汽發(fā)生器水相的放射性濃度?？紤]二回路系統(tǒng)中放射性核素的遷移和擴(kuò)散，可建立蒸汽發(fā)生器水相和液相中非惰性氣體核素的放射性濃度計(jì)算公式如下：

(7)

CVVPi(t)=FHi·CCONi(t)

(8)

定義常數(shù)：

(9)

則式(7)可變換求解為如下形式：

CCONi(t)=e-μi·t·(CCONi(0)+

(10)

對(duì)于惰性氣體，計(jì)算公式如下：

CCONi(t)=0

(11)

(12)

式中，CCONi(t)為t時(shí)刻蒸汽發(fā)生器水相中核素i的放射性濃度，GBq/t；Qsgleak(t)為t時(shí)刻蒸汽發(fā)生器處一回路冷卻劑向二回路的泄漏率，t/h；CRCPi為一回路冷卻劑中核素i的放射性濃度(穩(wěn)態(tài)值)，GBq/t；MSG為蒸汽發(fā)生器水相質(zhì)量，t；λi為第i種核素的衰變常數(shù)，h-1；QAPG為蒸汽發(fā)生器排污流量，t/h；DFAPGi為蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)凈化單元對(duì)核素i的去污因子；FHi為核素i的蒸汽攜帶因子，無量綱；CVVPi(t)為t時(shí)刻二回路蒸汽中核素i的放射性濃度，GBq/t；QVVP為蒸汽質(zhì)量流量，t/h。

1.6 廢液處理系統(tǒng)和含氚廢液的考慮

在廢液處理系統(tǒng)設(shè)計(jì)中，根據(jù)實(shí)測經(jīng)驗(yàn)反饋或理論推導(dǎo)可得出需處理的放射性廢液類型、流量和放射性水平，采用公式(1)即可得出其產(chǎn)生的液態(tài)放射廢液釋放量。

含氚廢液來自于一回路冷卻劑系統(tǒng)，一般需經(jīng)過多級(jí)過濾、除鹽再蒸發(fā)后方可排往環(huán)境中。由于存在一回路冷卻劑系統(tǒng)在機(jī)組瞬態(tài)期間產(chǎn)生的含氚廢液排放，在采用公式(1)計(jì)算時(shí)需考慮一回路冷卻劑瞬態(tài)源項(xiàng)。

1.7 其他運(yùn)行參數(shù)的影響

在當(dāng)前壓水堆核電廠設(shè)計(jì)中，采用理論計(jì)算的方式尚未能準(zhǔn)確得出14C和氣溶膠源項(xiàng)，但可得出較保守的設(shè)計(jì)值，而氚源項(xiàng)的理論計(jì)算模型已較為成熟，且有成熟的工程設(shè)計(jì)實(shí)踐。

2 流出物源項(xiàng)計(jì)算程序CPGale的開發(fā)、驗(yàn)證及確認(rèn)

2.1 流出物源項(xiàng)計(jì)算程序CPGale的開發(fā)

基于以上運(yùn)行狀態(tài)下壓水堆核電廠流出物源項(xiàng)計(jì)算模型，采用面向?qū)ο蟮木幊趟季S以及當(dāng)前主流的圖形程序界面，開發(fā)了具有良好人機(jī)界面的各堆型壓水堆核電廠通用的氣液態(tài)放射性流出物源項(xiàng)計(jì)算程序CPGale。

CPGale程序有如下特點(diǎn)：a)支持主流各種壓水堆核電廠，支持多種廢氣和廢液處理工藝下氣液態(tài)流出物源項(xiàng)計(jì)算；b)對(duì)于各氣液態(tài)放射性流出物釋放途徑，提供多種可選計(jì)算方式，涵蓋目前常用計(jì)算方式，如核島廠房通風(fēng)系統(tǒng)釋放可選擇基于冷卻劑泄漏率計(jì)算得出，也可選擇基于歸一化泄漏系數(shù)計(jì)算得出；c)提供各堆型壓水堆核電廠的專用計(jì)算模式以及面向所有壓水堆核電廠的通用計(jì)算模式；d)具有良好的人機(jī)界面，結(jié)果以表格形式直接導(dǎo)出。

CPGale程序界面見圖1。

圖1 CPGale程序界面

2.2 軟件驗(yàn)證

2.2.1軟件驗(yàn)證方法

CPGale程序的驗(yàn)證根據(jù)核安全導(dǎo)則《核動(dòng)力廠安全分析用計(jì)算機(jī)軟件開發(fā)與應(yīng)用(試行)》[6]的相關(guān)要求開展。由于CPGale程序中相關(guān)算法公式均存在解析解，對(duì)于CPGale程序的驗(yàn)證，采用第三方人員根據(jù)程序理論算法說明用Matlab求解解析解并與程序計(jì)算結(jié)果對(duì)比的方式進(jìn)行。

2.2.2驗(yàn)證算例的選取

通用計(jì)算模式下，壓水堆核電廠向環(huán)境中釋放的氣液態(tài)流出物源項(xiàng)主要包括以下6個(gè)子模塊：a)通過廠房通風(fēng)系統(tǒng)的氣態(tài)流出物釋放；b)通過廢氣處理系統(tǒng)的氣態(tài)流出物釋放；c)通過二回路系統(tǒng)的氣態(tài)流出物釋放；d)通過排氚廢液的液態(tài)流出物釋放；e)通過廢液處理系統(tǒng)的液態(tài)流出物釋放；f)通過二回路系統(tǒng)的液態(tài)流出物釋放。

此外，通用計(jì)算模式中有多種參數(shù)和計(jì)算方式可選擇，包括：a)一二回路源項(xiàng)計(jì)算方式：可選擇“上傳一二回路源項(xiàng)”、“上傳一回路源項(xiàng)，內(nèi)嵌自主建立的二回路源項(xiàng)計(jì)算算法”和“內(nèi)嵌一二回路源項(xiàng)計(jì)算算法”；b)通過廠房通風(fēng)系統(tǒng)的釋放：可選擇“已知廠房內(nèi)冷卻劑泄漏率和開放水面蒸發(fā)率”和“已知?dú)w一化泄漏率”；c)通過排氚廢液的釋放：可選擇“區(qū)分工況”和“不區(qū)分工況”；d)通過排氚廢液的釋放：可選擇“去污因子控制”和“處理系統(tǒng)出口濃度控制”；e)通過廢液處理系統(tǒng)的釋放：可選擇“去污因子控制”和“處理系統(tǒng)出口濃度控制”；f)通過反應(yīng)堆廠房釋放：可選擇“單室結(jié)構(gòu)”和“雙室結(jié)構(gòu)”；g)廢氣處理系統(tǒng)類型：可選擇“循環(huán)處理型廢氣處理系統(tǒng)”、“半閉路循環(huán)處理型廢氣處理系統(tǒng)”和“一次通過型廢氣處理系統(tǒng)”。

因此，對(duì)于通用計(jì)算模式，選擇CPR1000、EPR和HPR1000核電機(jī)組的設(shè)計(jì)參數(shù)分別對(duì)以上6個(gè)子模塊建立14個(gè)標(biāo)準(zhǔn)算例：a)算例2-1：通過廠房通風(fēng)系統(tǒng)的氣態(tài)流出物釋放，選擇CPR1000核電機(jī)組的設(shè)計(jì)參數(shù)(因CPR1000機(jī)組無安全廠房和放射性廢物廠房，兩個(gè)廠房的參數(shù)為假定值)，選擇“已知廠房內(nèi)冷卻劑泄漏率和開放水面蒸發(fā)率”和“單室結(jié)構(gòu)”；b)算例2-2：通過廠房通風(fēng)系統(tǒng)的氣態(tài)流出物釋放，選擇CPR1000核電機(jī)組的設(shè)計(jì)參數(shù)，選擇“已知?dú)w一化泄漏率” 和“單室結(jié)構(gòu)”；c)算例2-3：通過廠房通風(fēng)系統(tǒng)的氣態(tài)流出物釋放，選擇EPR核電機(jī)組的設(shè)計(jì)參數(shù)，選擇“已知廠房內(nèi)冷卻劑泄漏率和開放水面蒸發(fā)率” 和“雙室結(jié)構(gòu)”；d)算例2-4：通過廢氣處理系統(tǒng)的氣態(tài)流出物釋放，選擇CPR1000核電機(jī)組的設(shè)計(jì)參數(shù)，選擇“一次通過型廢氣處理系統(tǒng)”；e)算例2-5：通過廢氣處理系統(tǒng)的氣態(tài)流出物釋放，選擇EPR核電機(jī)組的設(shè)計(jì)參數(shù)，選擇“循環(huán)處理型廢氣處理系統(tǒng)”；f)算例2-6：通過廢氣處理系統(tǒng)的氣態(tài)流出物釋放，選擇HPR1000核電機(jī)組的設(shè)計(jì)參數(shù)，選擇“半閉路循環(huán)處理型廢氣處理系統(tǒng)”；g)算例2-7：通過二回路系統(tǒng)的氣態(tài)流出物釋放，選擇CPR1000核電機(jī)組的設(shè)計(jì)參數(shù)；h)算例2-8：通過二回路系統(tǒng)的氣態(tài)流出物釋放，選擇EPR核電機(jī)組的設(shè)計(jì)參數(shù)；i)算例2-9：通過二回路系統(tǒng)的液態(tài)流出物釋放，選擇CPR1000核電機(jī)組的設(shè)計(jì)參數(shù)；j)算例2-10：通過二回路系統(tǒng)的液態(tài)流出物釋放，選擇EPR核電機(jī)組的設(shè)計(jì)參數(shù)；k)算例2-11：通過排氚廢液的液態(tài)流出物釋放，選擇CPR1000核電機(jī)組的設(shè)計(jì)參數(shù)，選擇“區(qū)分工況”和“去污因子控制”；l)算例2-12：通過排氚廢液的液態(tài)流出物釋放，選擇EPR核電機(jī)組的設(shè)計(jì)參數(shù)，選擇“不區(qū)分工況”和“處理系統(tǒng)出口濃度控制”；m)算例2-13：通過廢液處理系統(tǒng)的液態(tài)流出物釋放，選擇CPR1000核電機(jī)組的設(shè)計(jì)參數(shù)，選擇“去污因子控制”；n)算例2-14：通過廢液處理系統(tǒng)的液態(tài)流出物釋放，選擇EPR核電機(jī)組的設(shè)計(jì)參數(shù)，選擇“處理系統(tǒng)出口濃度控制”。

以上14個(gè)標(biāo)準(zhǔn)算例均根據(jù)CPGale程序的理論算法說明，由未參與CPGale程序代碼編制和理論算法構(gòu)建的人員采用成熟的數(shù)學(xué)分析軟件(Matlab)計(jì)算建立。

2.2.3軟件驗(yàn)證的結(jié)論

采用CPGale程序，依次計(jì)算以上14個(gè)算例的結(jié)果，并與以上第三方人員建立的測試算例結(jié)果對(duì)比，結(jié)果顯示CPGale程序計(jì)算所得14個(gè)算例中任意核素的結(jié)果與測試算例的誤差絕對(duì)值均小于1%。測試驗(yàn)證結(jié)果摘要見表1。

表1 CPGale程序測試驗(yàn)證結(jié)果

2.3 軟件確認(rèn)

2.3.1方法

因在國際上缺乏運(yùn)行狀態(tài)下氣液態(tài)放射性流出物源項(xiàng)計(jì)算的基準(zhǔn)題，也無相關(guān)實(shí)驗(yàn)數(shù)據(jù)，CPGale程序的確認(rèn)采用與國內(nèi)在役壓水堆核電廠實(shí)測值對(duì)比的方式進(jìn)行。

2.3.2用例的選取

選取國內(nèi)在役壓水堆核電廠的氣液態(tài)流出物排放數(shù)據(jù)作為CPGale程序確認(rèn)的數(shù)據(jù)來源。根據(jù)收集到的數(shù)據(jù)，剔除機(jī)組啟運(yùn)和調(diào)試期間的數(shù)據(jù)，有效的氣液態(tài)流出物排放數(shù)據(jù)共94堆·年，堆型為M310和CPR1000。采用的CPR1000堆型核電廠計(jì)算參數(shù)見表2。

表2 CPR1000堆型核電廠計(jì)算參數(shù)

基于統(tǒng)計(jì)分析，可得以上94堆·年的氣液態(tài)流出物源項(xiàng)平均值和最大值，見表3。選取的一回路冷卻劑源項(xiàng)為法國同類型在役核電廠統(tǒng)計(jì)平均值，即0.55 GBq/t I-131當(dāng)量。該一回路冷卻劑源項(xiàng)可代表M310和CPR1000機(jī)組的平均運(yùn)行水平。選取的工藝排水、化學(xué)排水、地面排水以及排氚廢液水量為M310和CPR1000機(jī)組的設(shè)計(jì)值。國內(nèi)M310和CPR1000堆型核電廠的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)表明，以上選取的廢液排放量設(shè)計(jì)值約為實(shí)際水量的3～5倍。選取的蒸汽發(fā)生器排污水量與實(shí)際運(yùn)行一致。

2.3.3結(jié)果與討論

在役壓水堆核電廠的氣液態(tài)流出物源項(xiàng)測量值和CPGale程序的計(jì)算值對(duì)比見表3。由對(duì)比結(jié)果可知，CPGale程序?qū)τ跉庖簯B(tài)放射性流出物排放源項(xiàng)的計(jì)算值可包絡(luò)所選取的在役核電廠排放數(shù)據(jù)實(shí)測最大值。核素年釋放量CPGale程序計(jì)算值與實(shí)測平均值和最大值差別最大的為液態(tài)核素，計(jì)算值分別為在役核電廠實(shí)測平均值和最大值的39.4倍和14.8倍。這是因?yàn)楹穗姀S運(yùn)行時(shí)大部分經(jīng)廢液處理系統(tǒng)處理后排放廢液的放射性濃度遠(yuǎn)低于計(jì)算采用的濃度控制值，僅小部分達(dá)到濃度控制值，且計(jì)算采用的廢液水量為設(shè)計(jì)值，其高于實(shí)際值。目前，基于核電廠氣液態(tài)放射性流出物對(duì)于環(huán)境輻射影響最優(yōu)化的考慮，國內(nèi)外氣液態(tài)放射性流出物源項(xiàng)計(jì)算的趨勢為理論計(jì)算值應(yīng)貼近實(shí)際運(yùn)行情況但又具有一定的運(yùn)行裕量，但具體的裕量選取無法規(guī)標(biāo)準(zhǔn)指導(dǎo)。在工程實(shí)踐中，一般而言，理論計(jì)算值相較于實(shí)測值高一個(gè)量級(jí)左右為工程上可接受的水平。

表3 在役核電廠氣液態(tài)放射性流出物排放數(shù)據(jù)和程序計(jì)算結(jié)果對(duì)比

綜上所述，相比于所選取的在役核電廠的氣液態(tài)流出物源項(xiàng)平均值和最大值，CPGale程序計(jì)算值具有一定的保守性，可滿足工程設(shè)計(jì)對(duì)于氣液態(tài)流出物源項(xiàng)設(shè)計(jì)值應(yīng)適度保守的需求。

3 結(jié)束語

本文對(duì)壓水堆核電廠氣液態(tài)放射性流出物的通用計(jì)算模型進(jìn)行了研究，研發(fā)了各類壓水堆核電廠通用的氣液態(tài)放射性流出物源項(xiàng)計(jì)算程序。開發(fā)的程序采用在役壓水堆核電廠的實(shí)測數(shù)據(jù)進(jìn)行了驗(yàn)證和確認(rèn)。測試驗(yàn)證結(jié)果表明，CPGale程序計(jì)算值相比于核電廠實(shí)測值有適度的保守性，可滿足工程設(shè)計(jì)的要求。本文方法以及研發(fā)的程序可用于各類型壓水堆核電廠氣液態(tài)流出物源項(xiàng)計(jì)算。