刘新华，邓治国，张志银，王晓亮，刘建辉，熊章辉，叶欣楠， 姚沛林，朱 好，陈 诚，邢 磊，杨永春

(1.生态环境部核与辐射安全中心，北京 100082；2.中核辽宁核电有限公司，辽宁 兴城 125100;3.中国核电工程有限公司，北京 100840)

随着GB 6249—2011《核动力厂环境辐射防护规定》和GB 14587—2011《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》的颁布实施，对具有受纳水体的内陆核电厂相关管理要求基本完善。但是，对缺乏受纳水体区域核电厂址的放射性废液处理和液态流出物排放管理，现行的法规和标准中并没有进行明确规定。对这类缺乏受纳水体区域的核电厂，如果将满足GB 6249—2011和GB 14587—2011要求的已经解控的液态流出物转变成气态形式排放，是否对公众和环境更有利？由此引出了液转气排放的思路和技术路线。

在常规工程的废液处理中，也有液转气排放的实践，如火电厂采用冷却塔方式排放汽轮机冷却水。而对于放射性废液处理后转变成气态流出物进行排放，国内外虽有零星实践，但尚未形成明确的排放技术路线。

采用液转气排放技术路线的前提是液态流出物在大气中比在水体中能得到更好地扩散，对公众的辐射影响更小。对于受纳水体流量较小，只能接纳部分液态流出物的核电厂厂址，可采取向受纳水体排放与液转气排放相结合的方式进行排放管理，即部分向受纳水体排放，部分液转气排放。

液转气排放是近零排放的延伸，是将满足解控水平的液态流出物由直接向受纳水体排放变为液转气排放，不影响液态流出物的解控。液转气排放具有一定的适用范围,其应用原则包括液转气排放的正当性、排放方式优化、尽可能复用、槽式排放、放射性近零排放、剂量约束和剂量管理目标值、总量控制和浓度控制等[1，2]。

2014年10月，冀东核电获得河北省发改委同意开展前期工作。冀东核电厂址没有受纳水体，但从能源规划的角度，其建设又是非常必要的。因此，本文以冀东核电厂址和国内某典型内陆厂址为例，从液转气排放源项、排放工艺和环境影响评价等方面，探讨内陆核电厂液态流出物液转气排放的可行性，为我国缺乏受纳水体区域核电厂的选址、建设和监管提供参考。

1 液转气排放源项[3]

结合国内核电厂规划情况，本文主要针对“华龙一号”(HPR1000)和AP1000两种堆型进行分析。

1.1 “华龙一号”

对于“华龙一号”堆型，本文取0.1 GBq/t的131I当量作为一回路冷却剂现实源项[3，4]，采用这套源项对应的一回路核素谱计算现实排放量。

废液处理系统工艺方案为“过滤+节能蒸发+离子交换”，或者“絮凝注入/活性炭吸附+离子交换+超滤+反渗透+节能蒸发”。硼回收系统工艺方案为“过滤+除盐+热力除气+蒸发”。相比于沿海厂址“华龙一号”电厂，本文的研究增加了废液处理系统和硼回收系统的处理工艺，以提高去污因子。

“华龙一号”液转气排放源项计算结果如下：现实工况下核岛液转气废液排放体积为7250 m3/a.机组，除氚和14C外其余核素的排放量为3.81×107Bq/a.机组，排放浓度为5.3 Bq/L。

对于氚和14C，由于其特殊的化学性质，现有的处理工艺不能去除废液中的氚，对于14C的去除作用也十分有限。因此在计算排放量时，保守的认为一回路冷却剂中产生的氚和14C全部通过液转气途径排放到环境中。氚和14C的排放量，如表1所示。

表1 液转气废液排放体积和排放量Table 1 Discharge volume and discharge amount of Liquid-to-Gas conversion

1.2 AP1000

对于AP1000堆型，现实工况下一回路冷却剂、二回路冷却剂液相和汽相中的主要核素浓度取自ANSI/ANS 18.1—1999[5]，由于134Cs和137Cs等核素的活度浓度未能包络美国核电厂2001—2004年间的运行数据，对于这些核素的活度浓度仍然取ANSI/ANS 18.1—1984[6]中的数据。

废液处理系统工艺方案为“过滤+离子交换+节能蒸发”，或者“超滤+反渗透+连续电除盐+离子交换+蒸发”。相比于沿海厂址AP1000电厂，本文的研究增加了废液处理系统处理工艺，以提高去污因子。AP1000堆型无硼回收系统。

AP1000液转气排放源项计算结果如下：现实工况下核岛液转气废液排放体积为2 945 m3/a.机组，除氚和14C外其余核素的排放量为1.38×107Bq/a.机组，排放浓度为4.7 Bq/L。氚和14C的排放量，参见表1。

两种堆型放射性废液经处理后，除氚和14C外其余核素的排放浓度均小于10 Bq/L，也小于GB 6249—2011中规定的内陆核电厂排放浓度限值(100 Bq/L)。

2 液态流出物液转气排放方案[7]

本节以冀东核电厂址为例，对空冷塔、天然蒸发池、水冷塔、烟囱、单建排放设施、中水蓄水池蒸发排放与空冷塔排放结合，共六种可能的液转气排放方案进行介绍。

本文以“华龙一号”和AP1000堆型作为设计依据，以两种堆型电厂核岛液态流出物排放系统为设计接口。对于需要进行液转气排放的废液体积，根据第2节的研究并参考国内电厂运行数据，按照单台机组10 000 m3设计，可满足“华龙一号”和AP1000两种堆型废液排放量要求。本节研究中全厂址按建设4台机组考虑，液转气排放废液总量取40 000 m3/a。

2.1 空冷塔

对于水资源短缺地区，为了节约用水，核电厂常规岛冷却系统可采用带表面式凝汽器的间接空冷系统。结合场地布置条件，冀东核电厂址采用“一机两塔”的空冷塔布置方案。

液态流出物通过排放泵从排放系统贮槽内有控制地输送至空冷塔内的排放装置，在空冷塔内壁高于散热器位置(距地面约50 m高)设置喷雾排放装置，喷嘴斜向上安装。液态流出物通过雾化辅助装置雾化后分散到塔内空气中，利用塔内与外界环境比较相对较高的温度和较大的风速以及雾化后巨大的气液接触面积，完全蒸发为气态，并通过空冷塔出风口排入大气环境，工艺简图如图1所示。

图1 空冷塔液转气排放工艺简图Fig.1 Schematic diagram of liquid-to-gas conversion discharge via air cooling tower

计划在两座空冷塔内安装雾化装置实现液转气蒸发排放，一用一备。利用冀东厂址区域气象条件分析，空冷塔内全年无结冰，排除降水、大风等不利于蒸发的天气影响，保守按全年排放250天计算，单台机组排2放速率为0.5 L/s。利用空冷塔内环境参数计算得出，厂址区域如果满足4台机组2 L/s的蒸发速率，大约需要水面蒸发面积20 000 m2。为满足所需的蒸发面积，至少需要利用喷嘴将流出物雾化成颗粒直径11 μm。

2.2 天然蒸发池

核电厂液态流出物经过收集后贮存在核岛液态流出物排放系统贮槽内，待环境排放条件允许时，通过排放泵有控制地输送到蒸发池，再通过自然蒸发的方式将液态流出物转化成气态排入大气。为了保证蒸发池合理利用，蒸发池设置高高液位报警与排放泵阀联锁，建立槽式排放系统和蒸发池注水统一协调机制。

根据排放计划及冀东核电厂址气象观测资料分析，4台机组核电厂液态流出物在蒸发条件相对不好的7—10月蒸发排放，需要水面面积41 700 m2。拟在厂区内建设4座天然蒸发池(3用1备)，每座蒸发池尺寸为150 m(长)×100 m(宽)×2 m(深)。每座蒸发池面积为15 000 m2，总面积为60 000 m2，总有效容积为96 000 m3。

蒸发池设计能承受地震应力，排放管道安装在管沟内，便于检查管道的密封性。蒸发池内表面做防渗处理。蒸发池的四周，特别是在地下水水流方向的下游设置观测井，抽取不同地层的水样以便监测渗漏情况。本设施设置自动清砂装置。根据需要，通过清砂装置的抓具可将池底积砂包装后送至极低放固体废物填埋场处理。池水放射性浓度达到设计限值时，本设施可将天然蒸发浓缩的池水返回低放废液蒸发处理系统进行处理。

2.3 水冷塔

国内火电厂多采用湿冷系统，国内外部分核电站的常规岛循环冷却水系统也采用带二次循环冷却塔的水冷系统。因此，本方案采用水冷塔实现液转气排放。

首先，液态流出物通过排放泵从排放系统贮槽内有控制地输送至冷却塔内的喷雾排放装置，液态流出物通过喷雾排放装置雾化后分散到塔内空气中，并随冷却塔的抽吸作用排入大气环境。喷雾排放装置安装在配水槽以上(距地面约170 m高)，避免受循环水淋水影响。

排放时，雾化为细小颗粒的流出物与冷却塔蒸发水混合，一同排入大气环境。雾滴受到的风压力约为液滴自重的7倍，且排放高度距离塔口较近，因此，液滴很容易被带出冷却塔。水冷塔正常运行时蒸发水量为0.772 m3/s。液态流出物排放流量为1.268×10-3m3/s。蒸发水量约为流出物排放流量的600倍，流出物得到了充分的稀释。由于液态流出物排放量小，对冷却塔内外的相对湿度影响很小，几乎可以忽略不计。

2.4 烟囱

对于“华龙一号”堆型：可通过硼回收系统或废液处理系统的蒸发器将液态流出物转化为蒸汽，蒸汽经净化后，将蒸汽输送至核岛通风系统的烟囱。核岛排风与蒸汽混合吸湿后高架排放。蒸汽排放管道上设置有监测仪表，对排放蒸汽进行监测和记录，如监测到蒸汽不满足排放要求，则冷凝后重新送回供料槽重新进行蒸发。分别在蒸汽输送管道低点设置疏水阀，在烟囱底部设排水地漏，收集冷凝液返回供料槽重新蒸发。

对于AP1000堆型：可利用蒸发器将AP1000液态流出物转化为蒸汽，通过核岛烟囱进行排放。因为AP1000堆型未设计废液蒸发处理装置，所以要增加3台3.5 t/h的蒸发器，蒸发器放置在核岛或者靠近核岛的厂房内。

“华龙一号”和AP1000核岛烟囱均为单堆设计。

2.5 单建排放设施

本方案可采用雾化和蒸发两种排放工艺，将液态流出物从单建排放烟囱中高架排放。

雾化排放工艺：液态流出物通过排放泵进入雾化室，经喷雾装置形成均匀细密的小液滴。同时，在引风机的抽吸作用下，空气惯性除尘后通过加热器加热到所需温度后进入高压喷雾室。在雾化室内高温空气与雾化液滴充分混合增湿后，送往排放烟囱高架排放。排放烟囱底部设有集液盘收集冷凝液送往废液处理系统进行处理。

蒸发排放工艺：通过单建排放设施内的蒸发器将液态流出物转化为蒸汽后排放。蒸汽排放管道上设置有监测仪表，对排放蒸汽进行监测和记录，如监测到蒸汽不满足排放要求，则冷凝后重新送回供料槽进行再蒸发。同时，引风机将空气经惯性除尘、空气过滤器后引入排放烟囱。分别在蒸汽输送管道低点设置疏水阀，在烟囱底部设排水地漏，收集冷凝液返回供料槽重新蒸发。

2.6 中水蓄水池与空冷塔结合

中水蓄水池用于收集常规岛辅机和厂用水系统机械通风冷却塔的排污水、厂区内非放射性生产废水，处理后回收利用。还用于贮存核电厂15天正常生产用水量，同时再生水原水池有效容积满足停堆后核电厂厂用水系统机械通风冷却塔30天补水量的要求。中水水质为一级A。中水蓄水池中的中水经处理后用于辅机冷却塔补水、(重要)厂用水系统冷却塔补水、厂区绿化、道路浇洒、洗车用水、除盐水处理厂房等，且一直循环使用。

“华龙一号”四台机组中水蓄水池设置2座，单座中水蓄水池大小为(150×84×9)m，单座有效容积约为115 000 m3。AP1000四台机组中水蓄水池设置2座，单座中水蓄水池大小为(123×95×12.5)m，单座有效容积约为145 000 m3。运行过程中水蓄水池水位基本保持不变。

根据计算，中水蓄水池不能完全容纳4台机组同时运行时排放的液态流出物，剩余的液态流出物利用空冷塔进行排放。需要建设核岛液态流出物排放厂房到中水蓄水池的管沟和排放管道，同时还需建设一套空冷塔排放系统用于剩余液态流出物的排放。

六种液转气排放方案比较表，如表2所示。

表2 六种液转气排放方案比较表Table 2 Comparison of Six Liquid-to-Gas conversion discharge processes

3 液态流出物液转气排放环境影响评价[8]

基于第2节液转气排放源项和第3节液转气排放方案，本节结合冀东厂址气象、人口分布等环境条件，分别对6种液转气排放方案采用CALPUFF模式进行大气弥散计算和公众辐射影响评价。为了对比分析，还开展了某典型内陆厂址的液态流出物直接排放的辐射影响评价。

3.1 厂址环境条件

两厂址的气象要素统计值参见表3。从表3可知，两厂址的年均风速和静风频率相当，低风速出现频率较高，大于6 m/s的大风出现频率很低。鉴于两厂址的降水量差异较大，在计算湿沉积时，根据年降水量进行了相应的折算。从大气弥散的角度，某典型内陆厂址的气象条件与冀东厂址相似。

表3中冀东厂址0.5～2.0 m/s的风频和>6.0 m/s的风频，是根据厂址代表性气象站青龙站2012—2013年的气象资料统计得到，其他气象要素则根据青龙站自建站至2013年多年气象观测值统计得到。某典型内陆厂址的气象要素根据厂址现场气象观测统计计算。

3.2 大气弥散计算

由于冀东厂址与某典型内陆厂址的年平均风速低、小静风频率高，为了能够更好地反映低风速下大气弥散特征，本文采用了美国环保署推荐的CALPUFF模式来计算气载放射性流出物及液转气的大气弥散和沉积。该模式经过调试和野外示踪物实验验证，适用于内陆风速低、小静风频率高厂址的大气弥散模拟。

CALPUFF是一个多层、多物种、非稳态拉格朗日烟团扩散模式，通过跟踪从排放源释放的离散烟团的运行来模拟烟团移动路径上的扩散、转化和清除，直至烟团离开模拟区域。此外，烟团的扩散过程中显式地考虑气象条件的时空变化。非稳态扩散的一个重要作用是烟团可以随着风向的改变而改变移动路径，烟团在移动过程中响应空间变化的地表特征，如地表粗糙度、土壤含水量等。CALPUFF能模拟从几十米到几百千米中等尺度范围，以及一些非稳态情况(如小静风、熏烟、环流、地形和海岸效应等)，适合于复杂地形的模拟。CALPUFF模式采用美国地质勘探局(USGS)提供的约90 m分辨率的地形高程资料和900 m分辨率的全球土地覆盖数据，以及厂址周围各气象站的逐时地面观测资料和探空资料。

在某典型内陆厂址开展了大气扩散试验，通过对CALPUFF模式进行本地化修正和改进，将CALPUFF模拟浓度与实测示踪物浓度进行了对比，结果表明改进后的模式能够很好地模拟小风条件下烟流的摆动和偏转，模拟的峰值浓度与实测值吻合很好。表明CALPUFF烟团模式适合于内陆小静风、复杂地形厂址的大气扩散模拟。

本文针对“华龙一号”和AP1000两种堆型，计算4台机组气载放射性流出物的大气弥散因子和干、湿沉积因子，以及各种液转气方案的大气弥散因子和沉积因子。针对各方案，选取的模拟区域为以1号核岛烟囱为中心，10 km×10 km及160 km×160 km的两套区域。大气弥散计算的水平网格距分别为50 m和1 km，以更好地模拟近场的高浓度分布，垂直方向自地面至3 000 m不等距地分为10层。

由评价结果可知。

(1)由于空冷塔和水冷塔排放高度很高、通风流量大、风速高、空气出口温度较高，其对于气载流出物的排放弥散十分有利，虽然厂址地区大气弥散情况较差，但通过空冷塔排放后厂址附近各子区的大气弥散因子依然很小，大气弥散因子最大值出现的方位也较远，但由于水冷塔还涉及核素在塔内的累积、放射性核素与排出塔外雾滴相互作用等不确定因素，还需开展较多的研究加以明确。

(2)天然蒸发池排放方案为地面排放的面源，受到厂址大气弥散条件较差的限制，蒸发池附近的大气弥散因子较大，气载流出物的弥散情况较差。

(3)对于利用核岛烟囱和单建排放设施排放的方案，其气载流出物的大气弥散情况介于空冷塔和蒸发池排放方案之间，由于拟定的单建排放设施方案的排放口更高，其大气弥散情况稍好于利用核岛烟囱排放方案。

(4)对于通过中水蓄水池排放方案，由于考虑其放射性核素通过厂区绿化、蓄水池水面蒸发等途径排放，所以对其按照地面面源考虑，其大气弥散情况与天然蒸发池排放方案相近，但由于目前对于中水蓄水池排放方案中具体在哪些位置会产生蒸发、通过哪些设冷水的冷却塔蒸发排放等参数不明确，因此其大气弥散的估算结果还很粗糙。

综合比较而言，空冷塔和水冷塔排放方案的弥散情况要远优于天然蒸发池和中水蓄水池排放方案，核岛烟囱和单建排放设施排放的方案介于之间。

3.3 剂量后果评价

核电厂运行时，气载流出物释放到环境后对公众的照射途径可归纳为：空气浸没外照射、地表沉积外照射、吸入空气内照射和食入农牧产品内照射。液态流出物释放到环境后对公众的照射途径可归纳为：饮用水内照射，食入农牧产品内照射，食入水产品内照射，岸边沉积外照射以及游泳、划船和从事水上作业时受到的外照射。气载流出物对公众造成的辐射剂量的估算采用AIRDOS-EPA程序计算。

对于冀东厂址，根据目前厂址人口分布情况，计算了六种液态流出物液转气排放对公众造成的最大个人剂量(见图2和图3)。

图2 冀东厂址液转气排放对公众造成的最大剂量Fig.2 Max public exposure caused by liquid-to-gas conversion dischargearound Jidong site

图3 冀东厂址所有气态流出物排放对公众造成最大剂量Fig.3 Max public exposure caused byby all gaseous effluent discharges around Jidong site

图2为液态流出物液转气排放部分所致的公众剂量。图3为所有气态流出物排放所致的公众剂量，即包括液转气排放的气态流出物，以及原设计中通过烟囱排放的气态流出物所致的公众剂量。烟囱气态流出物排放源项取自设计文件[3,4,6]。

对于选取的某典型内陆厂址，根据目前厂址人口分布情况，计算了三种液态流出物排放对公众造成的最大个人剂量，如图4和图5所示。

图4 某典型内陆厂址液转气排放对公众造成最大剂量Fig.4 Max public exposure caused by liquid-to-gas conversion discharge around a typical inland site

图5 某典型内陆厂址所有气态流出物排放对公众造成的最大剂量Fig.5 Max public exposure caused by all gaseous effluent discharges around a typical inland site

图4液态流出物液转气排放部分所致的公众剂量。图5为所有气态流出物排放所致的公众剂量，即包括液转气排放的气态流出物，以及原设计通过烟囱排放的气态流出物所致的公众剂量。为便于比较，图中还给出了“直排”方案，即液态流出物直接排入受纳水体时对公众造成的最大剂量。

从图2至图5可知，无论是“华龙一号”还是AP1000堆型，厂址四台机组运行时，若液态流出物通过液转气排放，气态流出物通过核岛烟囱排放，二者综合对厂址周围公众所致的最大个人有效剂量均远小于GB 6249—2011中规定的剂量约束值(0.25 mSv/a)。

3.4 环境影响初步评价结论

(1)通过空冷塔、水冷塔、核岛烟囱和单建排放设施进行液转气排放后厂址周围公众所受到的最大个人有效剂量均低于豁免剂量准则所规定的10 μSv/a剂量水平，其中空冷塔、和水冷塔排放方案小于1 μSv/a量级，冀东厂址空冷塔排放方案甚至小于0.1 μSv/a。

(2)蒸发池和中水蓄水池排放方案所造成的公众最大个人有效剂量超过了解控剂量准则所规定的10 μSv/a剂量水平，公众受到的最大个人有效剂量达到了公众剂量约束值的50%左右，同时如若考虑蒸发池附近有长期居住的居民的话，其所受到的最大个人有效剂量有可能超过剂量约束值的要求。

(3)与气载流出物排放造成的辐射影响相比，各液转气排放方案的剂量评价结果中，空冷塔排放方案所造成的剂量比气载流出物排放低2个量级，蒸发池和中水蓄水池排放方案则要比气载流出物排放高1到2个量级；其他液转气排放方案造成的剂量与气载流出物排放造成的辐射影响相当。

(4)由于除氚和14C外其余核素经净化后已经达到了非常低的水平，因此对于公众的辐射剂量贡献主要为氚，达到了总剂量贡献的90%以上，但从辐射影响的总量来看，除蒸发池和中水蓄水池排放方案外，其他各液转气排放方案对公众造成的辐射影响是很低的。

4 结论与建议

本文针对我国缺乏受纳水体区域核电厂选址和建设的瓶颈问题，对液转气排放的源项、工艺及环境影响开展了初步研究，为我国缺乏受纳水体区域核电厂的选址、建设和监管提供了技术支持。

本文研究表明，通过空冷塔和水冷塔进行液转气排放，导致的公众个人剂量小于1 μSv/a；通过核岛烟囱或者单建排放设施方案进行液转气排放排放，导致的公众个人剂量在1 μSv/a量级水平；通过蒸发池或者中水蓄水池进行液转气，导致的公众个人剂量在10 μSv/a量级水平。本文从公众剂量评价的角度，进一步论证了液转气排放技术路线的可行性，也说明了将1 μSv量级作为液转气近零排放指标的合理性。

需要说明的是，受时间、技术手段、工程技术原理等方面的限制，对于诸如水冷塔内的放射性核素的累积、水冷塔周围的湿沉积、中水蓄水池内的核素累积、含有气化水的气载流出物的照射途径等问题没有开展深入研究，采用了较为保守的假设，这些问题在后续工程应用中还需要开展深入研究。

建议尽快研究制定或修订相关标准或导则，明确规定缺乏受纳水体区域核电厂液转气排放的排放总量控制值等具体管理要求。同时，建议深入开展核电厂液态流出物液转气排放方式的工程应用研究，为我国缺乏受纳水体区域核电厂选址和建设提供基础。