核電站氚的排放量及濃度限值比較分析

喬亞華，王 亮，葉遠慮，劉福東

(環境保護部核與輻射安全中心，北京100082)

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核電站氚的排放量及濃度限值比較分析

喬亞華，王 亮，葉遠慮，劉福東

(環境保護部核與輻射安全中心，北京100082)

氚是核電站運行過程中向環境中排放較大的放射性核素之一，控制核設施中氚的產生和排放量越來越引起人們的重視。本文通過分析核電站產生氚的主要途徑，結合國際上的運行經驗參數，對比分析了不同國家、不同堆型核電站氚的排放量和濃度限值。分析結果表明：三十年間，全球核電站流出物中氣態氚的排放量顯著高于液態氚，重水堆是各堆型核電站中氚排放的主要貢獻者，也是氚排放所致公眾劑量的主要來源。為了更加有效的控制氚的排放，法國等國家核安全監管機構根據電站的裝機容量、排放工藝、堆型等制定了各自國家核電站氚的年排放總量限值；加拿大等國的監管機構根據劑量限值制定了導出排放限值，該值的優點是便于審查核電站正常運行時氚的排放量；其它核電國家則是以劑量限值的形式提出了氚的排放限值。

核電站；氚；排放量；限值

氚是氫元素的一種短壽命同位素，也是一種廣泛存在于自然界的重要放射性核素，其半衰期為12.33年。氚衰變產生穩定同位素3He,發出的β射線平均能量為5.7keV，最大能量為18.6keV，在空氣中的最大射程約5mm，組織中的射程為0.6μm，因而氚不會對人員產生外照射(深部劑量和皮膚劑量), 其危害主要是進入人體后產生的內照射。

氚在核電站的產生量很大，是核電站向環境中排放較大的放射性核素之一，也是核設施放射性核素劑量評價的主要放射性核素，目前尚無減少其釋放的消減技術。氚是氫的同位素，具有與氫相似的化學和物理特性，在環境中可以與氫快速交換，隨氫的循環在不同環境介質中遷移轉化。因此，在核設施環境影響評價中，氚作為單獨的核素進行評價。

環境中的氚以氚氣(HT)、氚化水(HTO)和有機結合氚(OBT)三種化學形態存在，在生物圈中循環的主要有HTO和OBT兩種形式。OBT在任何生態系統中持續的時間要比HTO長，而且兩者的劑量移轉因子也差別較大，OBT是HTO的2倍多，OBT被認為是對人體造成輻射劑量的重要來源。

隨著核能的發展，核電站運行過程中產生的氚向環境中的排放量越來越引起人們的重視。IAEA及各國核電法規對核電站的氚年排放量均有嚴格的規定[1]，氚年排放量的限值也成為一個核電廠址可建機組數量的主要制約因素之一。

本文分析比較了1970-2002年間不同堆型核電站流出物中氚的歸一化排放量和不同堆型核電站氚排放所致公眾劑量，并對主要核電大國的氚排放限值(年總排放限值和導出排放限值)的制定原則進行了分析。

1 氚的排放量及所致公眾劑量

1.1 不同堆型核電站氚排放量對比分析

在核電站中，氚的產生途徑主要有兩個[2]。其一是燃料元件中三元裂變產生的氚一部分會通過包殼滲透到一回路中，其二是一回路冷卻劑中微量元素,如D、6Li和10B等核素會被中子活化，反應產生氚。主要反應如下：

235U+n→3H+X+Y

10B+n→3H+24He

6Li+n→3H+4He

6Li+n→3H+4He+n

2H+n→3H+γ

在正常運行期間，主回路中的氚會通過核島的各類設備泄漏到各廠房和二回路中，然后通過三廢處理系統和廠房通風系統等途徑進入環境中。

1970年到2002年期間，全球核電站流出物中氚的歸一化排放量見圖1，可以看出，液態氚的排放量在30年間基本維持不變，氣態氚的排放量顯著高于液態氚，只有在20世紀90年代中期有所降低。這主要是由于期間重水堆氚的排放量減少(見表1)。不同時期液態氚的排放量也存在著較大差異，這種差異來源于電站的設計、重水管理的實踐以及異常排放事件的頻度和性質。

圖1 全球核電站流出物中氚的歸一化排放量[3-6]Fig.1 Normalised tritium releases from NPPs

時間壓水堆(PWR)沸水堆(BWR)重水堆(HWR)輕水石墨堆(LWGR)快堆(FBR)氣態液態氣態液態氣態液態氣態液態氣態液態1970-19745.4111.83.96801802611962.91975-19797.8383.41.45403502611962.91980-19845.9273.42.16702902611962.91985-19892.7252.10.786903802611440.41990-19942.3220.940.946504902611491.81995-19972.4190.860.873303402611491.71998-20022.1201.61.88748172611491.7

由表1所示不同堆型核電站在此期間的歸一化排放量可見，重水堆氚的排放量是核電站氚排放的主要貢獻者；快堆的數量雖然較少，但其氚排放的貢獻僅次于重水堆；壓水堆的數量位于其他堆型之首，但其氚的排放并不大。這主要是由于不同堆型采用的冷卻劑和慢化劑不同，見表2。重水堆由于采用重水作為冷卻劑和慢化劑，運行過程中由氘被裂變中子活化產生的氚(如式(5))較多，冷卻劑和慢化劑中氚的產生率約88×1012Bq/GW·a，快堆氚的排放量較大的主要原因是快堆中235U的豐度較高，其三裂變反應會產生大量的氚，年產氚量比相同裝機容量的壓水堆高大約2個量級。

表2 不同堆型核電站冷卻劑、慢化劑及產氚主要途徑[7]

在表1中的5種堆型中，只有壓水堆核電站液態氚的排放量大于氣態氚的，沸水堆的氣、液態氚的排放水平總體上一樣，其他三種堆型基本都是液態氚的排放量為主，這是由各堆的三廢處理系統設計工藝所造成的。

1.2 不同堆型核電站氚排放所致公眾劑量對比分析

在正常運行情況下，氚對公眾產生的輻射危害主要是內照射。在氚的輻射環境影響評價中，早期只考慮以氚化水(HTO)形態的氣態途徑排放，對有機結合氚(OBT)以及液態途徑排放的氚較少考慮[8]。隨著人們對氚的認識，逐步提出了以下氣態和液態形式排放氚分別在環境中的遷移轉化模型及公眾輻射劑量評價方法，并在模型中考慮了OBT對劑量的貢獻，IAEA在2010年形成了TRS472號報告[9]，給出了氚(包括HTO和OBT)在環境中傳輸和轉化模型。1.2.1 核電站排放氚在環境中的遷移轉化模型

1) 氣態氚的遷移轉化模型

土壤中HTO遷移模型為：

Csw=CRs-aCair/Ha

(1)

式中：Csw——HTO進入土壤的濃度；

Cair——空氣中HTO的濃度,Bq·m-3；

CRs-a——經驗常數(HTO從土壤到空氣水分的比例)；

Ha——空氣絕對濕度。

植物中HTO的轉化模型為：

(2)

WCP——植物含水率(Lkg-1鮮重)；

RH——相對濕度；

γ=0.909是HTO相對于H2O的蒸汽壓。

植物中OBT的轉化模型為：

(3)

Rp——分類因子(OBT在燃燒時氚原子對氫原子的同位素甄別效應)；

WEQp——水當量因子(每kg干重物燃燒后產生的水量)。

動物體內HTO轉化模型為：

(4)

(5)

2) 液態氚的遷移轉化模型

液態氚在水生生物中的轉移模型為：

(6)

(7)

Cw(BqL-1)——水層HTO濃度(假設已通過測量和模型獲得)；

WCf——水生生物的含水量(Lkg-1鮮重)；

WEQf——魚的水當量因子；

Rf——區分因子。

1.2.2 氚所致公眾輻射劑量

1) 吸入途徑

對于吸入途徑，主要考慮氣態流出物中HTO，公眾因吸入氚所致劑量的計算模型如下：

(8)

式中： Din——計算點處公眾個人吸入含氚空氣所致有效劑量，Sv/a；

Ca——計算點處地面1m空氣中HTO的濃度，Bq/m3；

Br——人的呼吸率，m3/h；

DFin——吸入HTO對人體的有效劑量轉化因子，Sv/Bq；

8 760——h/a的換算系數。

2) 食入和飲水途徑

(9)

式中： Ddi——計算點處公眾個人食入含氚動植物產品造成的有效劑量，Sv/a；

3) 皮膚吸收途徑

(10)

式中: Bw——人體浸沒于水中對水的吸收率，該值取0.024%L/h；

Cw——水中HTO的濃度，Bq/L;

tw——公眾在水中年活動時間，h/a。

圖2所示為1970—2002年期間全球核電站氣、液態流出物中氚所致累積有效劑量[5,10]，圖中顯示在1980年前氚所致累積有效劑量較低，與圖1所示的歸一化排放量趨勢不同，這是由于早期的計算模型不準確所引起的誤差。從上世紀90年代開始，氚所致公眾劑量并未因核電機組的增長而增長，反而有所下降，這歸功于后期運行的核電站的設計改進，使的氚平均排放水平低于同類型早期運行的核電站。為了進一步說明該問題，表3中列出了1990-2002年間不同堆型核電站氚的總釋放量及所致年均累積劑量[11]。壓水堆核電站氣態氚所致年均累積劑量從4.31人·Sv/a降為0.82人·Sv/a，液態氚所致年均累積劑量從15.4人·Sv/a降為2.4人·Sv/a；重水堆核電站氣態氚所致年均累積劑量從146人·Sv/a降為23人·Sv/a，液態氚所致年均累積劑量從23.8人·Sv/a降為6.7人·Sv/a。

圖2 全球核電站流出物中氚所致累積有效劑量Fig.2 Cumulative effective doses of tritium from NPPs

時間PWRBWRHWRLWGRFBR氣態液態氣態液態氣態液態氣態液態氣態液態1990-1997總釋放量/PBq1.7922.570.320.3884.940.4——0.020.0014累積劑量/(人·Sv/a)4.3115.40.400.1214623.8——0.0410.000851998-2002總釋放量/PBq0.393.70.110.1211100.20.00620.020.00068累積劑量(man·Sv/a)0.822.40.220.078236.70.430.040.0410.00044

2 不同國家氚的排放限值

2.1 年總排放量限值

核電站在正常運行條件下，對公眾產生的附加劑量需保持在國際認同的劑量限值和國家規定的約束值以下，并保持在合理可達盡量低的水平。因此，從環境輻射防護的審管原則和限制受納水體中氚濃度的輻射防護基準的角度考慮出發，各國監管機構均對放射性流出物的排放量進行了限制，氚排放量的限值是一個核電站廠址可建機組數量的主要決定因素。各核電大國在綜合裝機容量和實際排放控制技術等因素的情況下制定了不同的年總排放量限值，見表4。由表可見，各個國家制定年排放總量限值的原則并不相同。

表4 各國核電站流出物中氚(HTO)的年總排放量限值

法國核安全管理局 (ASN)為了減少氚的排放，要求核電站必須采用最佳可行技術(Best Available Techniques，BAT) 的排放工藝，根據電站的裝機容量及排放工藝制定排放限值,相同裝機容量的電站燃耗不同限值也不同，高燃耗的電站氚排放限值相對較高。

英國則是根據堆型來制定排放限值，其14臺先進氣冷堆(AGR)機組的排放限值都是 20 TBq/a，2臺石墨氣冷堆(HGR)機組的排放限值是18TBq/a，1臺壓水堆機組的排放限值是8 TBq/a。

德國主要依據公眾允許受到0.3mSv/a 的有效劑量限值輻射制定內陸核電站放射性液態流出物排放標準，實行歐盟委員會提出的最佳環境實踐(Best Environmental Practice，BEP) 和BAT，對核電站放射性液態流出物的排放濃度和總量進行了優化控制,裝機容量大核電站的氚排放限值也較大，最大不能超過70TBq/a。

我國《核動力廠環境輻射防護規定》中規定，核動力廠必須按每堆實際放射性流出物年排放總量的控制，對于3000MW 熱功率的反應堆其控制值如表3中所示，對于熱功率大于或小于3000MW 的反應堆，應根據其功率適當調整， 對于多堆廠址，除單個機組應滿足表3中規定外，所有機組的年總排放量應控制在每堆排放量的4倍以內。

其他國家放射性核素的氣、液態釋放控制主要是通過關鍵組人群的劑量約束來實現。例如美國NRC規定：對非限制區內任何個人造成的全身劑量不能超過0.03mSv/a 或任何器官劑量不能超過0.1mSv/a[17]。

2.2 導出排放限值

導出排放限值(derived release limit, DRL)是一些國家的監管機構為了便于審查核設施正常運行時放射性流出物排放量，而根據劑量限值導出的一個次級限值。這個次級限值通常是根據國際放射防護委員會(ICRP)第60號出版物[18]的公眾劑量要求準則，考慮廠址特征、人口分布和生活習性等的差異性，采用從源到人(關鍵人群組的代表性成員)的環境隔室遷移模式, 并根據公眾成員的劑量限值, 計算而得導出排放限值，表5是一些國家批準的核電站流出物中HTO的DRL值。

表5 不同國家核電站流出物中氚(HTO)的DRL

由表5可見，除阿根廷Embalse核電站外，其他電站均是液態流出物的DRL值大于氣態流出物的值。阿根廷審管當局導出濃度限值的劑量基準是關鍵居民組個人年有效劑量不得超過0.3mSv/a的同時，1000MW電功率核電機組所致的基體劑量負擔不超過15人·Sv/a。加拿大CNSC對其所有核電站導出濃度限值的劑量基準均是公眾個人劑量限值不超過1mSv/a。印度和西班牙的劑量基準值都是0.25mSv/a。

3 結論及建議

如何確定核電廠放射性液態流出物的濃度限值，是核電站許可證申請者和核與輻射安全審管人員普遍關注的一個重要問題。由于氚的特殊性，各國核安全相關法規標準均對核電站的氚排放量及排放限值有嚴格的規定?？傮w而言，核電站流出物中氣態氚的排放量顯著高于液態氚，重水堆氚的排放量是核電站氚排放的主要貢獻者，從20世紀90年代開始，由于核電站總體設計的改進，氚所致公眾劑量低于早期運行的同類型核電站。為了進一步減少氚對公眾的危害，法國等國根據電站的裝機容量、排放工藝、堆型等制定了年排放總量限值；加拿大等國的監管機構為了便于審查核設施正常運行時放射性流出物排放量，根據劑量限值制定了導出排放限值；其它國家則是以劑量限值的形式提出了氚的排放限值。

我國在《核動力廠環境輻射防護規定》(GB 6249—2011)[16]中，明確規定了核電站液態流出物中氚排放的控制值。對于濱海核電站，3000 MW熱功率的反應堆，輕水堆為7.5×1013Bq/a，重水堆為3.5×1014Bq/a；對于內陸廠址，還要保證排放口下游1 km處受納水體中氚濃度不超過100Bq/L。自從該規定發布以來，核電站液態流出物的排放限值，特別是內陸核電站受納水體中氚濃度限值的要求引起了各界利益相關人士的關注。作為核與輻射安全監管部門應高度重視此事，明確該氚濃度排放限值的導出原則、適用范圍及實施控制方案，提高我國核電站氚排放的監管能力，確保公眾的安全和健康。

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Analysis of Tritium Releases and Concentration Limitation from NPPs

QIAO Ya-hua, WANG Liang, YE Yuan-lv, LIU Fu-dong

(Nuclear and Radiation Safety Center, Ministryof Environmental Protection of the
People’s Republic of China, Beijing 100082, China)

Tritium is the large amount of radionuclide released from nuclear power plant under normal operation. It has attracted more and more attentions to control tritium emissions. Based on the international operation practice, the release and concentration limitation of tritium from different countries and different types NPPs were analyzed. The results indicate gas tritium emissions significantly higher liquid tritium from NPPs effluence, Heavy Water Reactor(HWR) is a major contributor to tritium emissions, also be the main source of public dose from tritium. In order to control tritium more effectively, based on installed capacity, discharge technical, reactor type, the government's nuclear safety regulation，such as France， established tritium annual concentration limitation, and the safety regulation of Canada and other countries made the derived release limit, which facilitates censorship the tritium emissions, other country proposed release limit in dose limit form.

Nuclear power plant; Tritium; Releases; Concentration limitation

2017-05-11

科技部重大專項CAP1400安全評審技術及獨立驗證試驗(2013ZX06002001)

喬亞華，女，內蒙古呼和浩特人，高級工程師，博士，現從事核與輻射安全方面研究

TL71

A

0258-0918(2017)03-0434-08