严重事故有限影响准则的环境影响系数计算方法研究

石雪垚，黄树明，丁 超，陈巧艳，邱 林，杨志义,*

(1.中国核电工程有限公司，北京 100840；2.生态环境部 核与辐射安全中心，北京 100082)

自1991年开始，欧洲5个国家的电力生产部门决定成立欧洲用户要求(EUR)组织，主要目标是联合为欧洲市场编写通用的第3代轻水堆规范文件。目前EUR组织已扩大至14个成员，并于2012年发布了D版文件，于2016年升级至目前的最新版E版，EUR为第3代轻水堆设计提供了通用的参考依据[1]。福岛事故后，2012年《核安全和放射性污染防治十二五规划及2020年远景目标》被批复，规划提出‘十三五’及以后建设的核电机组，力争实现从设计上实际消除大量放射性物质释放的可能性[2]。对于如何理解并实现实际消除核电厂大量放射性物质释放，文献[3-6]进行了深入的研讨。针对国内没有明确的针对大量放射性释放的判断标准这一现状，文献[5,7-8]提出了借鉴EUR的有限影响准则(CLI)形式，以场外应急行动水平来确定大量释放的判定准则，制定符合国内要求的CLI。HAF 102—2016针对严重事故提出了“在技术上实现减轻放射性后果的场外防护行动是有限的甚至是可以消除的”这一目标[9]，但没有给出相应的验收准则。陈妍等[10]对EUR中CLI中的阈值与环境影响系数进行了尝试研究，并结合桃花江核电厂的气象数据，使用事故剂量模式和均匀释放假设，计算了CLI中的阈值和核素的环境影响系数，并探讨了CLI在我国的适用性，提出需要根据我国厂址数据，研究适合我国环境/社会影响的CLI。EUR提出的CLI给出了针对严重事故放射性释放的验收标准，然而需结合国内的实际情况制定适用国内的准则。本文在国内相关研究的基础上，对CLI相关系数的确定方法进行修正，提出一种新的CLI环境影响系数计算方法。

1 CLI概念

1.1 CLI定义

EUR从场外应急目标的角度，针对设计扩展工况(包括严重事故)提出了4个不同的设计目标，并针对每个设计目标提出了相应的验收准则，即CLI，其中EUR的D版对这4个设计目标的描述[11]如下：1) 厂址半径800 m外不需采取应急防护行动(CLI-1)；2) 厂址半径3 km外不需采取临时避迁防护行动(CLI-2)；3) 厂址半径800 m外不需采取长期的防护行动(CLI-3)；4) 只造成非常有限的经济影响(CLI-4)。

针对设计目标1～3，EUR给出的验收准则表达式中仅考虑了严重事故后向环境释放的9个特定核素：133Xe、131I、137Cs、131Tem、90Sr、103Ru、140La、141Ce、140Ba，采用式(1)对场外后果进行评估和验收。针对设计目标4，则分别给出131I、137Cs、90Sr的总释放量限值。

(1)

其中：Rig和Rie分别为9个放射性核素中的第i个核素在相应时间内从地面和高架排放位置向环境释放的释放量，TBq；Cig和Cie分别为第i个核素从地面释放和高架排放时的环境影响系数，Sv/TBq；Criterion为根据相应应急防护行动干预水平得到的阈值，Sv。表1为CLI的相关系数。

表1 CLI相关系数Table 1 Coefficient of CLI

1.2 CLI理念

EUR提出的CLI表达式通过Criterion与场外应急防护行动建立对应关系，CLI表达式的实质是给出了一种计算场外放射性后果的简易公式，即用9个代表性核素的释放量计算所有核素造成的放射性后果，在评估核电厂是否满足放射性验收准则时，采用放射性释放量作为验收判定依据与直接采用放射性后果作为判定依据相比，前者可降低计算放射性后果时带来的不确定性[11]。

当核电厂发生严重事故后，堆芯内的放射性物质以不同形态释放到安全壳和环境中。在进行放射性源项释放分析时，往往根据不同元素的性质归为不同的放射性核素分组，在分析时假设该组的放射性核素具有相同的物理化学性质和释放特点。早期的源项分析程序STCP及放射性后果分析程序MACCS均参照了NUREG-1150确定的放射性核素分组方式[12]，考虑了对于放射性后果影响较大的60个核素，并将60个放射性核素按照物理化学形态分为9组(表2)。在核素组中，每个核素所占的份额取决于堆芯积存量。以国内某3代核电机组为例，停堆时刻131I的积存量为3.1×106TBq，而第2组所有核素的积存量之和为3.4×107TBq。分析放射性后果时，不能仅考虑131I的贡献而忽略同一核素组中其他核素的贡献。因此，Cig、Cie不仅仅代表核素i导致的放射性后果，而是代表了核素i所在核素组中所有核素对环境的影响。使用CLI时，默认的前提条件是认为代表性核素的释放量与其所在的放射性核素组导致的放射性后果呈正比或接近正比关系。同样，在计算放射性后果时也不能仅考虑某组核素造成的后果而忽略其他核素组的贡献，如通过CLI准则的Criterion与131I的环境影响系数CI之商作为满足该CLI的131I极限释放量[13]。

表2 放射性核素分组Table 2 Isotope in each radionuclide class

1.3 CLI相关系数的推导方法

CLI的实质是一种计算场外放射性后果的简易公式，即用9个代表性核素的释放量推算所有核素造成的放射性后果。因此确定CLI的实质是寻找释放量Ri与放射性后果的关系，即环境影响系数Ci。计算放射性后果通常有两种方法，一种是通过基于厂址的大气弥散因子数据计算事故后某一位置处的有效剂量，另一种是采用基于NUREG/CR-4691的MACCS程序计算[14]。采用基于厂址的大气弥散因子数据计算得到的放射性后果通常更加保守。陈妍等[10]采用桃花江厂址的相关数据推导得到了桃花江厂址的环境影响系数Cig和Cie，其中Cig的计算公式为：

(2)

其中：DFAi为放射性核素i在空气中的浸没剂量转换因子；(χ/Q)j为事故后在距离r处第j个释放时间段的大气弥散因子；DFGi为核素i的沉积剂量转换因子；Vi为核素i的干沉积速率；Si为核素i在j释放时间段内r距离处的沉积剂量修正因子；λi为核素i的衰变常量；DFIi为核素i的吸入剂量转换因子；Bj为成人在j个释放时间段的呼吸率；Tj为第j个释放时间段的时间长度。

由式(2)可看出，计算Cig时仅考虑了核素i的贡献，并未考虑核素i所在的核素组中其他核素的贡献，与本文1.2节讨论的CLI表达式基本理念不一致。此外，式(2)假设各时间段内放射性物质均匀释放，这与实际放射性释放过程有一定偏差，发生严重事故后，惰性气体可认为释放速率恒定，而气溶胶由于不断的发生沉降、去除，其释放主要集中在进入严重事故后的初始阶段。因此，考虑不同释放阶段核素的释放速率后，式(2)修正为：

(3)

其中：Ri,j,k为第i个核素分组内的第k个核素在第j个时间段内的释放量；Ri,j,0为第i个代表性核素在第j个时间段内的释放量。

2 CLI环境影响系数的确定方法

鉴于目前推导环境影响系数的方法与CLI设计理念存在一定的偏差，本文基于更加现实的严重事故源项分析和放射性后果分析方法，提出了一种新的CLI中环境影响系数确定方法。

2.1 基本步骤

本方法在确定环境影响系数时主要步骤为：1) 确定核素分组及代表性核素；2) 确定参考源项；3) 放射性后果分析；4) 环境影响系数的推导。图1为环境影响系数确定方法流程图。

2.2 确定放射性核素分组及代表性核素

放射性核素分组应根据放射性核素的物理、化学性质确定。本文参照当前主流的严重事故分析软件，如严重事故放射性源项分析软件MELCOR、MAAP及放射性后果分析软件MACCS，采用NUREG-1150的放射性核素分组方法，将60种放射性核素分为9组，且每个放射性核素分组的代表性核素参照EUR的CLI给出(表2)。

图1 环境影响系数确定方法流程图Fig.1 Flow chart of environmental impact coefficient calculation method

2.3 确定参考源项

放射性源项指事故后每个核素的释放量和释放过程，是进行放射性后果分析的基础，与具体堆型设计相关。因此参考源项的确定必须以实际的电厂设计参数为基础。本文选取华龙一号作为参考堆型，采用严重事故一体化分析程序MAAP[15]，对华龙一号典型低压严重事故序列的放射性源项释放过程进行分析。图2为3个典型核素向环境释放过程，表3列出每个代表性核素在不同时刻的参考释放量。

2.4 放射性后果分析

采用放射性后果分析程序MACCS，基于厂址气象条件数据(包括气象条件、人口分布及各类照射途径参数)建立放射性后果分析模型，分别计算第i个放射性核素组内所有核素在距离核电厂x位置导致的放射性后果Di,x，Sv，其中i=1～9。这里的放射性后果Di,x考虑了第i个核素分组内所有核素的贡献。

图2 典型核素向环境释放过程Fig.2 Release process to environment of typical nuclide

表3 代表性核素的参考释放量Table 3 Reference release of representative nuclides

放射性后果Di,x与距离x相关，本文基于华龙一号设计参数和漳州核电厂厂址条件，参考EUR D版中的CLI-1，提出非居住区(600 m)外无需撤离的目标。需要注意的是，在最新的EUR E版中，相应的目标为距离反应堆3 km外无需撤离，本文为了与文献[10]进行对比，仍选取了与EUR D版中CLI-1接近的目标。根据GB18871附录E2.1.2临时撤离的通用优化干预水平，要求事故后7 d内环境累积剂量小于50 mSv，因此距离x为600 m，计算放射性后果的时间为事故后7 d。为了简化计算，本文假设所有释放均为地面释放。

2.5 环境影响系数的推导及结果

根据第i个代表性核素的参考释放量R′i和其所在的放射性核素分组内所有核素在x距离处导致的放射性后果Di,x，根据式(4)计算得到环境影响系数Ci,x。

(4)

表4给出了本文基于漳州核电厂厂址条件和本文提出的新方法计算得到的环境影响系数计算结果，同时给出了该准则相近的EUR CLI-1地面释放的环境影响系数以及文献[10]中根据桃花江核电厂数据按照式(2)得到800 m不需要紧急防护行动的相关系数。可看出，与文献[10]中采用的计算方法相比，采用本文计算方法得到的环境影响系数与EUR CLI-1相关系数相比更加接近。需要指出的是，由于无法获得EUR和文献[10]采用的厂址气象条件原始数据，表4中的系统推导结果参考了不同厂址的气象条件，这会对环境影响系数的计算结果造成一定影响。

表4 环境影响系数计算结果Table 4 Calculation result of environmental impact coefficient

3 结论

在目前缺少针对严重事故的放射性释放验收准则背景下，EUR针对设计扩展工况提出的CLI给出了一种通用的简化判定标准，已被多个欧洲国家所采用。通过对CLI进行研究可知：1) CLI表达式中阈值与场外应急防护行动建立了对应关系；2) CLI表达式的实质是给出了一种计算场外放射性后果的简易公式，即用9个代表性核素的释放量推算所有核素造成的放射性后果。基于以上对CLI的认识，采用更加现实的严重事故源项分析和放射性后果分析方法，提出了一种新的CLI中环境影响系数确定方法。并以华龙一号为参考堆型，基于漳州核电厂厂址的气象数据，得到了满足非居住区(600 m)外无需撤离目标的环境影响系数。与EUR提出的相关环境影响系数相比具有一定的相似性，从而证明了该方法的理念是正确的。