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1、第19卷第3期辐射防护Vol.19No.31999年5月RadiationProtectionMay.1999õ综述õ沸水堆核电站放射性废物管理与辐射防护的进展曲静原薛大知(清华大学核能技术设计研究院,北京,100084)商用沸水堆核电站(BWR)由于燃料元件性能、材料和水质管理的改进以及运行经验的积累等,在降低放射性废物的产生量和职业辐射防护方面取得了显著的进展,已达到与压水堆(PWR)同等的性能水平,而先进沸水堆(ABWR)则可达到美国EPRI用户要求文件(URD)提出的先进性能水平。关键词沸水堆先进轻水堆放射性废物管理辐射防护1引言商用沸水堆核电站(BWR)采用
2、直接循环回路,在反应堆堆芯产生的蒸汽直接进入汽轮机组,在运行过程中,蒸汽载带了绝大部分的气态活化产物、从破损燃料元件释放出的放射性裂变产物、以及极少量的放射性腐蚀产物进入汽轮机组。由于这个原因,早期沸水堆核电站的放射性废物的产生量以及对电站工作人员的辐射剂量远高于压水堆核电站(PWR),这构成了早期BWR的一个重要缺点。随着燃料元件性能的不断改进、材料和水质管理的改善、废气处理方法的改进、以及运行经验的积累,在过去的20年里,BWR在降低放射性废物的产生量和职业辐射照射方面取得了很大的进展,已达到与压水堆(PWR)同等的性能水平,而先进沸水堆(ABWR)则可达到美国E
3、PRI用户要求文件(URD)提出的先进性能水平。2放射性废物的产生及其控制BWR回路系统中放射性核素的主要来源为:(1)核裂变产物,主要来源于燃料元件中裂变产物的泄漏以及燃料元件表面的铀污染;(2)腐蚀产物的活化,主要来自反应堆结构材料和5960回路系统中材料腐蚀产物的活化,其中最重要的是钴的中子活化:Co(n,C)Co;以及(3)冷1616却剂的中子活化,主要是氧的活化:O(n,p)N。表1中列出了轻水堆在正常运行情况下放射[1]性核素对环境的排放量。表1中的数据取自UNSCEAR1993年的报告,因而这些数据具有广泛的代表性。2.1核裂变产物从表1可以明显看到以下
4、两个事实:1311)在70年代,尤其是在70年代初期,BWR惰性气体和I(主要来自燃料元件的泄漏)向环·202·辐射防护第19卷第3期境的释放量远远高于PWR。作为应付这个问题的一种手段,早期BWR的电站烟囱设计得明显高于PWR的电站烟囱,前者一般约为150m,而后者一般在70m左右。1312)在过去的20多年间,BWR惰性气体和I的释放量在整体上不断下降,与PWR的释放量相比较,已从70年代可高至近两个数量级的差别降低到80年代末的约3～4倍和2倍。由于这个原因,现代BWR(包括ABWR)的电站烟囱可以和PWR有一样的高度。表1轻水堆核电站在正常运行情况下放射性核素
5、对环境的归一化排放量[1][1]Tab.1Normalizedreleasesofradionuclidesfromlightwaterreactors归一化排放量(TBq/GWa)释放种类年份BWR/PWRPWRBWR1970～19745304400083.01975～1979430880020.5惰性气体1980～1984220220010.01985～1989812903.61970～19740.00330.1545.51975～19790.00500.4182.0131I1980～19840.00180.09351.71985～19890.00090.0018
6、2.01970～19745.41.80.31975～19797.83.40.4氚(气载)1980～19845.93.40.61985～19892.82.50.91970～19740.018a0.040a2.21975～19790.00220.05324.1气体颗粒物1980～19840.00450.0439.61985～19890.00200.00914.61970～1974113.90.41975～1979381.40.04氚(液态)1980～1984272.10.081985～1989250.790.031970～19740.20b2.0a10.01975～197
7、90.180.291.61其他(液态)1980～19840.130.120.921985～19890.0450.0360.8注:a)一年的数据;b)估计值BWR核裂变产物的释放量在80年代末取得重大改善的一个主要原因是燃料元件性能的显著改进。在早期的BWR(70年代)中,燃料元件破损的主要原因是燃料芯块与包壳之间的相互作用、水垢在燃料元件表面引起的局部腐蚀、反应堆冷却剂中的小颗粒腐蚀产物产生的燃料曲静原等:沸水堆核电站放射性废物管理与辐射防护的进展·203·包壳磨蚀损坏、以及制造缺陷等。针对这些问题,采取了燃料包壳内衬纯锆、包壳低温热处理、改进反应堆
