压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项计算研究_吕炜枫(2)

＝－

ｄｔＭＳＧＤＦＦＨ·ＱＶＶＰＡＰＧ１）ＣＣＯＮｔλ＋ＱＡＰＧ＋ｉ（

ＭＳＧＤＦＡＰＧ

２．６　废液处理系统和含氚废液的考虑

在废液处理系统设计中，根据实测经验反馈或理论推导可得出需处理的放射性废液类流量和放射性水平，采用式（即可得出其型、１）产生的液态放射性释放量。

含氚废液来自于一回路冷却剂系统，一般需经过多级过滤、除盐再蒸发后方可排往环境。由于存在一回路冷却剂系统瞬态期间产生的含）氚废液排放，在采用式（计算时需考虑一回路１冷却剂瞬态源项。

４３　

气溶胶排放的考虑２．７　对于１Ｃ、Ｈ、

在当前压水堆核电厂设计中，采用理论计４　

算的方式尚未能准确得出１Ｃ和气溶胶源项，

仅可采用经验反馈数据的方式得出，而氚源项且已有成熟的工的理论计算模型已较为成熟，程设计实践。

３　分析和讨论

３．１　一回路至二回路的一回路冷却剂泄漏模

型的选取

一回路至二回路的一回路冷却剂泄漏模型的选取直接影响通过二回路系统向环境排放的气液态放射性流出物源项。过于保守的泄漏率模型假设将导致计算结果中通过二回路系统向环境的释放量在总释放量中占据主导地位，而这是和运行经验反馈严重不符的。

在ＮＵＲＥＧ００１７中一回路至二回路的一回－路冷却剂泄漏模型为全年３台蒸汽发生器

］１

／，的恒定泄漏率［此数据为根据美国压１．５ｋｈｇ

水堆核电站多年运行经验保守分析而得。国标［］

／—２ＧＢＴ１３９７６００８引用了该数据２。在ＥＰＲ　

／设计中假设４台蒸汽发生器全年保持４ｋｈ的ｇ

（）

）＝ＦＨ·ＣＣＯＮ）ＣＶＶＰｔｔｉ（ｉ（

　　定义常数μ＝λ＋ＱＡＰＧ

）（５

（）６

ＤＦ１ＡＰＧ－

＋

ＤＦＡＰＧ

·ＶＶＰ，）则式（可变换求解为如下形式：５

ＭＳＧ

ｔ－　μ）＝ｅ）ＣＣＯＮｔＣＣＯＮ０＋ｉ（ｉ（

（

恒定泄漏率。而在大亚湾和岭澳核电站运行过程中，尚未检测到蒸汽发生器处一回路冷却剂的

（）７

／选用单台蒸汽发生器０泄漏。因此，．５ｋｈ或ｇ／的一回路冷却剂泄漏率已足够保守，而在１ｋｈｇ

大亚湾和岭澳核电站实际的设计过程中，保守地采用了蒸汽发生器总泄漏率在循环寿期末两个／／。月从０ｋｈ线性增加至７２ｋｈｇｇ３．２　母核衰变对子核贡献的影响

考虑到在废液处理和储存过程中衰变母核对子核的贡献，在计算排氚废液释放和废液处理系统放射性废液释放时应作适当的修正。

））ＲＣＰｌｅａｋ（ｉ（ｇｔｓμ

ｅｔ０ＭＳＧ

计算公式如下：　　对于惰性气体，

∫

ｔ

）

）＝０（）ＣＣＯＮｔ８ｉ（

））ＲＣＰｌｅａｋ（ｉ（）＝ｓ（）ＣＶＶＰｔ９ｉ（

ＱＶＶＰ

）其中：为蒸汽发生器水相放射性浓度；ＣＣＯＮｔｉ（）为二回路蒸汽的放射性浓度；ＣＶＶＰｔＦＨ为蒸汽ｉ（）携带因子；为蒸汽发生器处一回路冷却Ｑｔｓｌｅａｋ（ｇ剂向二回路的泄漏率；ＱＶＶＰ为蒸汽质量流量。

２００

］３

，：对于衰变链Ａ→Ｂ可建立如下方程组［→Ｃ

原子能科学技术　　第４７卷

型在１２个月换料下的计算参数进行了对比计算。计算结果表明，母核衰变对子核的贡献较大，考虑了母核衰变对子核的贡献后，预期值和

Ａ

＝－λＡＮＡ

ｄｔｄＮＢ

＝λλＡＮＡ－ＢＮＢ

ｄｔ

（）１０

设计值工况下液态放射性流出物分别较不考虑气液态时增大１３．４３％和１３．３５％。由此可知，放射性流出物源项计算时不可忽略母核衰变对子核的贡献。

ｄＮＣ

＝λλＢＮＢ－ＣＮＣ

ｄｔ））０＝ＮＡＮＢ（０＝ＮＢ　　定义初始条件为ＮＡ（０，０，）可解得：ＮＣ（０＝ＮＣ０，

ｔ－λＡ）＝ＮＡ０Ｎ（ｔｅ

Ａ

ｔｔ－－λλＡＢ）ｅｅＡＮＡ０（ｔ－λＢ（）ＮＢｔ＝ＮＢｅ＋０

λλＢ－Ａ

（）λＢｔ）ｅλＣ－２１ＢＮＢ０（ｔ－λＣ（）ＮＣｔ＝ＮＣｅ＋＋０

λλＣ－２Ｂｔ－λＡＮλλ＋ＡＢＡ０

λλλλＢ－ＡＣ－Ａ４　ＣＰＲ１０００机型核电站运行状态下气

液态流出物源项计算

应用本文中所建立的计算模型，根据ＣＰＲ１０００机型１８个月换料工况下的系统设计得

，出其计算参数，结果列于表１和２计算得到的。运行状态下气液态放射性流出物源项列于表３大亚湾和岭澳核电站的运行经验反馈数据列于

［］４

。通过对比分析可知，表４和５采用本文计算

ｔｔ－－λλＢＣ＋（（（λλλλλλλλＡ－Ｂ）Ｃ－Ｂ）Ａ－Ｃ）Ｂ－Ｃ）（

（）１１

］

模型所得单台机组非氚核素释放量预期值为

１３　

／，／，惰性气体释放量为１２．８ＧＢａ．３５×１０Ｂａｑｑ

８　

／，气态碘释放量为２气溶胶释放量．０４×１０Ｂａｑ

、式中，ＮＡＮＢＮＣＢ、Ｃ核素活度。０、０、０为０时刻Ａ

为了定量评估母核衰变对子核贡献在气液态流出物源项计算中的影响，采用ＣＰＲ１０００机

／，均可包络大亚湾和岭澳核电站为０．１ＧＢａｑ—２２００２０１０年度的运行经验反馈数据。

／）表１　ＣＰＲ１０００机型核电站计算参数（１２

／）Ｔａｂｌｅ１　ＣａｌｃｕｌａｔｉｏｎｄａｔａｏｆＣＰＲ１０００ＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＰｌａｎｔ（１２　　　　　　

废液名称工艺排水化学排水地面排水

排氚废液　稳态

８ｈ热停堆９０ｈ热停堆冷停堆

蒸汽发生器排污水

－１）（·ａ单台机组水量／ｔ

放射性浓度

１）

０．２２ＰＣＡ１）０．６６ＰＣＡ

去污因子

３　

１０４　１０

处理和贮存时间／ｈ

２４０２４０２４０２４０２４０２４０２４０２４０

２２５０　　１５００　　５０００　　３４６１　　１１７６　　８６１　６９５　

２）

５０

０．０１１ＰＣＡ

１）

１ＰＣＡ

１）

１０　

５　

１０

１ＰＣＡ１ＰＣＡ

１）

１０１０

５　

１）

１ＰＣＡ

１）

５　

１０５　

３）

１ＳＣＡ

１０　

）１ＰＣＡ代表除气的一回路冷却剂放射性浓度　　注：

）单位为ｔ／２ｈ

）３ＳＣＡ代表蒸汽发生器液相的放射性浓度

／）表２　ＣＰＲ１０００机型核电站计算参数（２２

／）

Ｔａｂｌｅ２　ＣａｌｃｕｌａｔｉｏｎｄａｔａｏｆＣＰＲ１０００ＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＰｌａｎｔ（２２　　　　　　

增刊　　吕炜枫等：压水堆核电站运行状态下气液态放射性流出物源项计算研究

表３　ＣＰＲ１０００机型核电站气液态放射性流出物源项预期值

ａｓｅｏｕｓＴａｂｌｅ３　ＥｘｅｃｔｅｄｖａｌｕｅｓｏｆａｎｄｌｉｕｉｄｒａｄｉｏａｃｔｉｖｅｒｅｌｅａｓｅｆｏｒＣＰＲ１０００ＮｕｃｌｅａｒＰｏｗｅｒＰｌａｎｔ　　　　　　　　　　　　ｐｇｑ

－１）（·ａ不同释放途径下单台机组气态放射性流出物排放量／ＧＢｑ

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