核电厂老化管理与寿命评估的技术开发和应用(728窦一康)

第一章核电设备抗震设防及次生灾害1.1核电抗震设备分类1.1.1安全等级核电设备的安全等级可分为四级，即安全一级、安全二级、安全三级和安全四级。

（1）安全一级安全一级主要包括组成反应堆冷却剂系统承压边界的所有部件。

安全一级包括反应堆冷却剂系统中主要承压设备：反应堆压力容器、主管道以及延伸到并包括第二个隔离阀的连接管道（内径大到破损后正常补水系统不能补偿冷却剂的流失）、反应堆冷却剂泵、稳压器、蒸汽发生器的一次侧和控制棒驱动机构的壳体。

安全一级设备选用的设计等级为一级，质量为A组。

美国联邦法规规定，必须按实际可能的最高质量标准来设计、制造、安装及试验。

具体地说应符合美国机械工程师协会（ASME）规范第Ⅲ篇（核动力装置部件）第一分册中关于一级设备的规定。

（2）安全二级安全二级主要指反应堆冷却剂系统承压边界内不属于安全一级的各种部件，以及为执行所有事故工况下停堆、维持堆芯冷却剂总量和排出堆芯热量及限制放射性物质向外释放的各种部件。

例如如下一些部件：1）反应堆冷却剂系统承压边界部件中非核一级设备和部件：余热排除系统、安全注入系统及安全壳喷淋系统等。

2）构成反应堆安全壳屏障的设备和部件：安全壳及隔离贯穿反应堆厂房的流体系统的阀门和部件，二回路系统直至反应堆厂房外第一个隔离阀的部分，安全壳内氢气控制监测系统及堆芯测量系统的设备和部件。

（3）安全三级安全三级主要指下述一些系统的设备：为控制反应性提供硼酸的系统；辅助给水系统；设备冷却水系统；乏燃料池冷却系统；应急动力的辅助系统；为安全系统提供支持性功能的设施（例如燃料、压缩空气、液压动力、润滑剂等系统设施）；空气和冷却剂净化系统；放射性废物贮存和处理系统。

（4）安全四级安全四级核岛中不属于安全一、二、三级的设备为非核安全等级。

但非核安全级的设备设计制造应按非核规范和标准中较高的要求执行，必要时，还应附加与安全的重要性相适应的补充设计要求。

两个不同安全等级的系统的接口，其安全等级应属于相连系统中较高的安全等级。

火电厂超期服役机组寿命评估技术导则 DLT 654——1998 The technical guide for the life assessment of overage units infossil Power plants 本导则规定了火力发电厂超期服役机组热力机械部分要进行寿命评估的基本原则，提出了寿命评估的基本步骤，推荐了常用的寿命评估方法，并给出若关干关键部件寿命评估实例。

本导则适用于火力发电厂 50MW(含 50MW)以上机组的热力机械部分， 50MW以下的超期服役机组应按国家有关能源政策处理，但如仍要使用，亦应进行寿命评估。

企业自备电站、地方电站的火电机组可参照执行。

下列标准所包含的条文，通过在本标准中引用而构成为本标准的条文。

本标准出版时所示版本均为有效。

所有标准都会被修订，使用本标准的各方，应探讨使用下列标准最新版本的可能性。

GB 2038—91 金属材料延性断裂韧度J1C 试验方法 GB 2039—80 金属拉伸蠕变试验方法 GB 2358—94 裂纹张开位移(COD)试验方法 GB 4161—84 金属材料平面应变断裂韧度K1c试验方法 GB 6395—86 金属高温拉伸持久试验方法 GB 6398—86 金属材料疲劳裂纹扩展速率试验方法 GB 6399—86 金属材料轴向等辐低循环疲劳试验方法 GB 9222—88 水管锅炉受压元件强度计算 DL 438—91 火91 火力发电厂高温紧固件技术导则 DL 力发电厂金属技术监督规程 DL 439—440—91 在役电站锅炉汽包检验、评定及处理规程 DL 441—91 火力发电厂高温、高压主蒸汽管道蠕变监督导则 DL 505—93 汽轮机焊接转子超声波探伤规程DL,T551—94 低合金耐热钢蠕变孔洞检验技术工艺导则 ASME—86 锅炉和压力容器规范，规范实例 N—47，高温工作条件下的 I类部件 ASME—89 锅炉和压力容器卷第 8章(Section ? Division 2) CVDA,84 压力容器缺陷评定规规范，第 2 范 TRD 300—92 蒸汽锅炉强度计算 TRD 301—92 承受内压的圆筒 TRD 508—92 按持久强度值计算的构件的补充检验本标准采用下列技术术语: 3.1 机组寿命unit life 机组寿命有设计寿命、使用寿命、经济寿命和技术寿命，本导则中所指机组寿命为使用寿命。

核电厂堆外中子通量测量系统功率量程探测器老化趋势分析和处理文艳辉;王国云;沙洪伟【摘要】本文以大亚湾核电基地堆外中子通量测量系统(RPN) 20多年的运行和维护经验为基础,以201 1年和2016年两起功率量程探测器老化事件的分析处理过程为依据,综合生产厂家(Rolls-Royce公司)、法国国家电力公司(EDF)、国内核仪器厂、研究所等外部经验,对功率量程探测器工作原理、老化机理、维修策略、可用性标准和干预预案进行了深入地分析和总结,希望能为以后同类故障提供经验反馈和参考.【期刊名称】《仪器仪表用户》【年(卷),期】2017(024)012【总页数】6页(P76-81)【关键词】中子通量测量;功率量程探测器;电离室;老化;标准【作者】文艳辉;王国云;沙洪伟【作者单位】大亚湾核电运营管理有限责任公司, 广东深圳518124;大亚湾核电运营管理有限责任公司, 广东深圳518124;大亚湾核电运营管理有限责任公司, 广东深圳518124【正文语种】中文【中图分类】TM623堆外中子通量测量系统（以下简称RPN系统）是核电厂监视和控制核功率的重要系统之一，在功率运行期间，使用功率量程通道，通过测量堆芯泄漏出来的中子数，来监测核功率。

在反应堆功率超过设定的保护阈值时，给出报警和保护动作，保护堆芯安全。

因此，其能否正常工作直接关系着核电厂的核安全。

参考EDF和大亚湾核电站的运行经验，由于RPN系统探测器异常导致的自动或强迫停堆检修事件屡有发生，因此如何确保该系统探测器的正常运行至关重要。

一方面，如果在预防性维修中能提前发现探测器存在的潜在异常，就可以将安全隐患消除在萌芽状态，确保核安全；另一方面，在机组功率运行期间探测器由于老化或制造缺陷等原因也可能发生随机故障，如果在保证核安全的前提下，通过制定相关的预案和干预标准，继续维持反应堆运行避免强迫停堆检修，那么就可以保证核电厂的经济效益。

辐射探测器主要包括：电离室、正比计数管、闪烁体和半导体传感器。

第41卷第12期2020年12月自动化仪表PROCESS AUT0M\TI0N INSTRl MKNTATIONVol.41 No. 12Dec.2020核电厂数字仪控系统动态可靠性分析方法综述黄晓津，朱云龙，周树桥，郭超(淸屮大学核能与新能源技术研究院，先进反应堆丨:程与安全教部重点实验室，北京丨()()〇84)摘要：仪表~拧制（I&C)系统是核电厂的屮枢神经，对确保核电厂的安全、稳定和经济运行起矜至关®要的作It丨早期使用基于模拟技术的仪控系统对核电厂的状态进行监测和控制，®部件易老化.U维护成本高昂：W此，0前核电厂使用数卞化仪控系统（DCS) 代替模拟仪控系统对于数字化仪控系统软件、硬件耦合以及人因复杂交互等特点，传统的静态可靠性分析方法无法完全适用动态可靠性分析方法可以发现设计中的薄弱环节，改善或增强数字化仪控系统的可靠性总结了动态可靠性分析方法:①当前典型的动态可靠性分折7/法，包括动态失效模式与影响分析（FMEA)、动态故障/事件树（D FT/ET)、动态流图方法（DFM ))、马尔科夫区间映 射方法（Markm/CCMT);②堪于仿K的方法，包括动态决策事忭树（〇[)KT)和连续事件树（CET)方法;③}1；他动态分析方法.包括GO- FLOW、扩展事件序列罔，P etri网该分析为该领域的进一步研究提供参％，关键词：核电厂；数字化仪控系统；动态分析：可靠性；模拟仪控系统；静态可靠性分析中图分类号：TH-86 文献标志码：A D0I： 10. 16086/j. cnki. issn 1000-0380. 2020080019Review of Dynamic Reliability Analysis Methodsfor NPP Digital Instrument and Control SystemHUANG X iao jin,Z H U Y u n lo n g,Z H O U S h u q iao,G U O Chao(Key I^ihoraton of Advanced Reactor Engineering and Safety of Ministn of Education,Institute of Nuclear and N t»w Energy Technology of Tsinghua University, Beijing 100084, China)Abstract ：Instrument and control ( l&C) system is the central nerve of nuclear power plants and plays a vital role in ensuring the safety,stability and economic operation of nuclear power plants. In the past,analog I&C system were used to monitor and control the state of nuclear power plants,but the components were prone to aging and high maintenance costs. Therefore,cunently nuclear power plants have used digital I&C systems ( DCS) to substitute analog I&C systems. Traditional static reliahililv analysis methods are not fully qualified,as DCS is rendered by the complex interactions of the software,hardware and human components. Using the dynamic reliability analysis methods, designers can find weaknesses in the DCS design, improve or strengtlien the reliability of these stages. This article summarizes dynamic reliability analysis methods：1the current typical dynamic reliability analysis methods including dynamic failure modes and effect analysis (FM KA) ,dynamic fault/event tree (D F T/E T) ,dynamic flowgraph methodology ( D F M)，Markov cell-to-cell mapping technology ( M arkov/CCM T);②simulation-based methods including dynamic decision-event tree ( DDET) and continuous event tree ( C E T) ；(3) other dynamic analysis methods including GO-FLOW, extended event sequence diagram (E SD) ,and Petri net and provide reference for further research in this field.Keywords：Nuclear power plant；Digital instrument and control system；Dynaniic analysis；Reliability；Analog instRiment control system；Static reliability analysis〇引言核电厂具有结构复杂、放射性强的特点，其典型结 构具有两个冋路,运行着许多关键设备（如堆芯、蒸汽 发生器、冷却杲等），一旦设备发生事故，将会对公共 安全、周边环境以及核能产业发展造成巨大的负面影响~。

㊀第44卷㊀第2期2024年㊀3月㊀辐㊀射㊀防㊀护Radiation㊀ProtectionVol.44㊀No.2㊀㊀Mar.2024㊃辐射生物影响㊃核电厂流出物中14C 在海产品中的浓集研究及公众剂量评价应用许莉萍(福建福清核电有限公司,福建福清350318)㊀摘㊀要:滨海核电厂流出物的排放会对周围公众产生照射,其中剂量贡献最大的放射性核素为14C ,又以食入海产品中14C 所致的剂量占比最高㊂在进行食入海产品这一关键途径的剂量评价时,海产品中14C 的浓集情况将直接影响剂量评价的合理性㊂本文采用比活度平衡模式,充分考虑福清核电厂址海域海水及海产品实际碳含量,计算出不同种类海产品14C 浓集因子,并通过与部分厂址海产品的14C 浓集因子实测值及国际原子能机构(IAEA )推荐值对比验证,得到了适用于福清核电厂址海域的海产品14C 浓集因子,推荐鱼类取6800㊁藻类取5300㊁甲壳类取5000㊁软体动物取4500,并应用于公众剂量评价,划分不同年龄组,计算出食入海产品中14C 所致的公众个人有效剂量㊂关键词:14C ;浓集因子;海产品;剂量评价中图分类号:X822.7文献标识码:A㊀㊀收稿日期:2023-02-13作者简介:许莉萍(1989 ),女,2011年本科毕业于华北电力大学环境工程专业,工程师㊂E -mail:xulp01@㊀㊀核电厂向环境释放的放射性流出物,对周围公众产生的辐射照射,是人工辐射源对公众照射的一个重要组成部分㊂根据监管部门的要求,核电厂需统计放射性流出物活度浓度及排放量,估算对公众的照射剂量,并需按照信息公开㊁法规要求对公众进行公示㊂根据福清核电厂机组运行阶段环境影响报告书中的辐射环境影响预测[1],机组运行产生的放射性流出物中14C 对关键居民组的剂量贡献最大,而食入海产品造成的内照射,则是14C 的关键影响途径㊂14C 是碳元素的一种放射性同位素,主要来源于宇宙射线㊁反应堆运行以及核爆炸,其半衰期约为5730a,与12C 等其他碳元素一起参与生物地球化学循环过程㊂海洋中的14C 通过碳循环,经食物链进入人体造成内照射㊂随着全球核技术应用规模的不断发展,14C 引发的环保问题,已越来越引起国际上的重视㊂尤其在日本政府宣布计划将福岛核废水排入太平洋后,废水中大量3H 和14C 对海洋生态环境的影响,更是引发了研究人员的激烈讨论和社会谴责,公众对核电厂放射性流出物排放及辐射影响的关注度与日俱增㊂1㊀14C 对公众的辐射影响14C 是压水堆机组燃料和冷却剂的活化产物,半衰期长且同位素交换率高,排放量主要受机组数量㊁工况影响㊂碳作为生物体最基本组成元素,广泛参与人类及动植物的各种代谢活动,14C 一旦进入生物体,将产生长期的内照射风险㊂核电厂产生的14C 向环境的释放途径主要为气㊁液态两种方式㊂气载放射性流出物经烟囱排入大气,空气中的一部分放射性核素随降雨等方式返回地面和水体中,另一部分直接进入生物体中,进而通过食物链进入人体而对公众产生辐射照射㊂气载途径流出的14C 对公众的照射途径主要有空气浸没外照射㊁地面沉积外照射㊁吸入和食入内照射,详见图1㊂液态放射性流出物经稀释后通过明渠排入周围海域,在海水中随海流稀释和扩散,在此过程中,放射性核素悬浮于海水或沉积至底泥,或通过转移进入海洋生物体内,进而对公众产生照射㊂公众接受来自液态流出物中14C 的照射途径主要有食入海产品内照射㊁岸边沉积外照射㊁海域活动外照射,详见图2㊂㊃471㊃许莉萍:核电厂流出物中14C 在海产品中的浓集研究及公众剂量评价应用㊀图1㊀气载流出物对公众照射途径Fig.1㊀Public exposure pathways from airborneeffluents图2㊀液态流出物对公众照射途径Fig.2㊀Public exposure pathways from liquid effluents㊀㊀根据以上照射途径,以福清核电机组运行期间的流出物实际排放量为源项,进行关键居民组辐射剂量评价,结果见表1[2]㊂评价结果显示:排放所致关键居民组的辐射剂量中,剂量贡献最大的核素为14C,食入海产品造成的内照射是其影响关键途径,2019 2021年该途径的剂量影响均超过了总剂量的40%,在华龙机组投运后,该数值升至了64%㊂海产品体内的14C 含量变化,直接关系到公众摄入14C 的含量,因此,分析厂址海域海产品体内的14C 含量,对公众辐射剂量评价十分重要㊂2㊀14C 在海产品中的浓集从生物积累的角度看,生物中14C 与12C 之比与其生活海域水体中的比值大致相同㊂如果地球上的14C /12C 之比由于人类核活动而升高,那么生物体结合的14C /12C 之比也将随着升高[3]㊂有研究显示,海洋植物对14C 的富集能力最强,其次是㊃571㊃㊀辐射防护第44卷㊀第2期㊀㊀㊀㊀㊀㊀表1㊀关键居民组辐射剂量评价结果Tab.1㊀Dose evaluation of the critical group鱼和其它生物,由此推测若14C 由海洋初级生产者引入食物链,其在生态系统(特别是海洋生物体)中的富集将会明显增加[4]㊂2.1㊀比活度平衡模式㊀㊀海产品中的14C 含量取决于海水中14C 在海洋生物中的转移浓集,其稳定态元素以饱和形式存在,因此在进行14C 对生物的辐射剂量评价时,迁移模式并不适用㊂国际原子能机构(IAEA)推荐采用比活度平衡模式(SA model)进行14C 对生物的辐射剂量估算[3],对于海产品中的14C,可理解为海洋生物从海水碳库中同时获取14C 和稳定态碳元素,假设海洋生物体内的碳元素快速达到平衡,其体内的14C /12C 之比将与海水中的14C /12C 之比相同,可用下式表示:C f S f=C w S w(1)式中,C f 为海洋生物中14C 的活度浓度,Bq /kg(鲜重);C w 为海水中14C 的活度浓度,Bq /L;S f 为海洋生物中稳定碳含量,g C /kg(鲜重);S w 为海水中稳定碳含量,g C /L㊂2.2㊀14C 浓集因子㊀㊀海洋生物通过各种途径从海水中摄取㊁吸收放射性核素后,核素将在其体内某些特定器官㊁组织中逐渐积累,并在一定的条件下达到平衡㊂一般用浓集因子(CF )描述海洋生物对水中放射性核素富集能力的大小㊂根据IAEA 422号技术报告[5],CF 指海洋生物体内的放射性核素活度浓度与水中放射性核素活度浓度的比值,计算公式如下:CF =C fC w (2)㊀㊀由公式(1)和公式(2),可得:CF =C fC w=S fS w(3)C f =CF ˑC w(4)公式(2)㊁(3)㊁(4)中参数同式(1)㊂由此可见,通过海洋生物中稳定碳含量和海水中稳定碳含量之比,可求得该类海洋生物的14C 浓集因子㊂由浓集因子和海水中14C 的活度浓度,可进一步得到该类海产品中14C 的含量㊂综上可知,在进行辐射剂量评价时,海洋生物14C 浓集因子的选取,将直接影响海产品中14C 含量的计算结果,最终影响食入海产品中14C 这一途径所致的公众个人有效剂量的结果㊂IAEA 等机构根据全球海洋调查数据,给出了多种海产品14C 浓集因子的推荐值,但因不同海域环境特征相差较大,海产品中稳定碳含量及海水中稳定碳含量不尽相同,此推荐值是否适用于福清厂址海域的海产品,需进行明确的分析和计算验证㊂3㊀厂址海域海洋生物14C 浓集因子的确定3.1㊀海水中的稳定碳㊀㊀海水中的稳定碳(12C),其存在形式较为复杂,主要包括溶解无机碳(DIC )㊁溶解有机碳(DOC)㊁颗粒无机碳(PIC)和颗粒有机碳(POC),DIC 和DOC 主要存在于水中,PIC 和POC 主要存在于沉积物中㊂DIC 是大多数海洋生物摄取碳的主要来源,是海水中最常见的碳形态,生物通过光合作用可以将无机碳(主要是DIC)转化为有机碳(DOC 和POC),之后以生物为介质,在食物网内转移,在一系列的综合作用下,整个海洋中的碳平衡是基本稳定的㊂IAEA 472号技术报告[6]和IAEA 1616号技术文件中[7]均建议比活度平衡模式中的海水中稳定碳浓度可基于DIC 浓度,因此在计算海水中的14C /12C 之比时,选取DIC 的浓度作为12C 的浓度,那么结合公式(1),海洋生物的SA 模型可用下式表示:C f S f=C wS DIC (5)㊃671㊃许莉萍:核电厂流出物中14C 在海产品中的浓集研究及公众剂量评价应用㊀式中,S DIC 为海水中DIC 的浓度,g C /L㊂结合(3)式,14C 浓集因子CF 按下式表示:CF =C fC w =S fS DIC (6)㊀㊀由公式(6)可看出,根据海产品中稳定碳的浓度S f 及海水DIC 浓度S DIC 可估算出其对14C 的浓集因子,由于海产品体内总碳量及海水中碳量基本稳定,所以S f 及S DIC 是相对较稳定的数值㊂3.2㊀厂址周围海域的DIC 浓度㊀㊀海水DIC 的成份主要包括HCO 3-㊁CO 32-㊁CO 2和H 2CO 3等,影响其浓度的因素较多,包括pH 值㊁温度㊁盐度㊁环流等㊂福清核电的放射性废液通过排水明渠汇入兴化湾海域,位于台湾海峡及东海南侧的交汇地带,根据历史大面积海域调查结果,台湾海峡及东海海域海水中DIC 的浓度[8-9]列于表2㊂表2㊀台湾海峡及东海海域海水中DIC 浓度Tab.2㊀DIC concentration in seawater of㊀㊀2013年,福清核电开展了厂址环境水体本底调查[10],根据调查结果,厂址附近10km 范围内海域DIC 浓度变化示于图3㊂根据表1数据,台湾海峡及东海海域海水全图3㊀厂址附近10km 范围内海域DIC 浓度Fig.3㊀DIC concentration in the sea areawithin 10km near the plant site年溶解无机碳(DIC)浓度变化为9.89~28.83mgC /L,并且大部分时间集中在20~30mg C /L 范围内㊂根据图3数据,厂址附近10km 范围内海域DIC 浓度变化为16.7~25.8mg C /L,并且大部分集中在20~25mg C /L㊂考虑剂量评价针对的是以厂址为中心的80km 范围,因此厂址海域DIC 取20~30mg C /L 为宜㊂厂址邻近海域生态环境现状调查结果表明,厂址海域全年四个季度溶解有机碳(DOC)浓度的均值在1.69~4.73mg C /L [11],可看出,海水中DIC 浓度明显高于DOC,进一步验证了选取DIC 浓度作为海水中稳定碳浓度的合理性㊂3.3㊀厂址周围海域海产品的含碳量㊀㊀构成生物体的化合物中,除水和无机盐外,其他都是有机物㊂海洋植物吸收空气中的二氧化碳,通过光合作用形成葡萄糖,有机体利用葡萄糖合成其他有机化合物,而这些有机化合物又通过食物链的传递,形成海洋动物体内的一部分㊂因此,生物体内的碳主要为有机碳,选取海产品中有机碳浓度作为海产品中12C 的浓度㊂福清核电厂址80km 范围内的食谱调查结果表明,当地居民食用的主要海产品包括鱼类㊁甲壳类㊁藻类及软体动物,在进行食入海产品剂量评价时,主要考虑这4类生物的影响㊂根据福建省海域闽东㊁闽中㊁闽南-台浅各渔场的渔业调查结果,得到各类海产品的鲜样有机碳平均含量,调查结果列于表3[12]㊂㊀㊀福清核电定期开展了厂址海域海产品监测,根据当地养殖及居民食谱情况,选取了部分鱼类㊁藻类㊁甲壳类㊁软体类海产品作为固定监测项目,每年在厂址10km 范围内海域采集海产品㊂根据㊃771㊃㊀辐射防护第44卷㊀第2期㊀㊀㊀㊀㊀表3㊀主要可食入海产品平均含碳量Tab.3㊀Average carbon content of majoredible marine organisms2013 2022年监测结果,鱼类的有机碳含量为50.0~110.6g C /kg(鲜样);藻类的有机碳含量为21.4~122.5g C /kg(鲜样);甲壳类的有机碳含量为57.0~100.3g C /kg(鲜样);软体类的有机碳含量为29.7~75.6g C /kg(鲜样),平均含碳量详见表4㊂表4㊀厂址海域海产品的实测平均含碳量Tab.4㊀The measured average carbon content of marineorganisms in the sea area of the plant site㊀㊀因表4中的海产品种类数相对表3较少,取样范围也更小,含碳量均值也低于表2,保守考虑,将鱼类㊁藻类(属于浮游植物)㊁甲壳类㊁软体动物的平均含碳量分别选取为135㊁105㊁100㊁90g C /kg㊂3.4㊀14C 浓集因子计算结果与分析㊀㊀根据3.2节和3.3节的结论,取厂址海域DIC 为20~30mg C/L,鱼类㊁藻类㊁甲壳类㊁软体动物的含碳量分别取为135㊁105㊁100㊁90g C /kg,按公式(6)计算出不同种类海产品对14C 的浓集因子,计算值列于表5,并与IAEA 422号技术报告[5]中的推荐值对比㊂表5㊀厂址海域各类海产品14C 浓集因子(CF )的计算值Tab.5㊀Calculation of14C concentration factors (CF )of various marine organisms in thesea area of the plant site㊀㊀从表5中数据可以看出,IAEA 在综合考虑全球海洋环境的情况下,给出的海产品浓集因子相当保守,是计算值的数倍之多,如果使用此推荐值,则按公式(4)计算得出的海产品中14C 的活度浓度相应的也将偏大许多,将过高地估算海产品中14C 水平,而表5中的CF 计算值则结合了厂址海域环境参数,可较好地反映厂址海域海产品14C富集的实际情况㊂3.5㊀14C 浓集因子实测值与分析㊀㊀福清核电对厂址附近海域海水14C 浓度进行了调查,在排放口10km 左右范围内,布置了总计14个点位,进行取样分析㊂监测结果显示,厂址附近10km 范围海域海水14C 的活度浓度范围在5.07~6.47mBq /L㊂同年厂址海域海产品中14C 含量监测结果:鱼类(3种)的14C 活度浓度为23.09~31.16Bq /kg(鲜样);藻类(1种)的14C 活度浓度为22.75Bq /kg(鲜样);甲壳类(3种)的14C 活度浓度为19.28~23.07Bq /kg (鲜样);头足类(1种)的14C 活度浓度为12.45Bq /kg (鲜样);贝类(4种)的14C 活度浓度为12.30~18.76Bq /kg(鲜样)㊂根据公式(3),利用海产品中14C 的活度浓度和海水中14C 的活度浓度,计算各类海产品的14C 浓集因子,得到14C 浓集因子实测值,结果列于表6㊂从计算结果可以看出,厂址海域海产品CF 的实测值较表4中的计算值略低,且明显低于表4中IAEA 推荐值㊂CF 实测值较计算值偏低的可能原因为:比活度平衡模式假定的是海产品中的14C 与海水中的14C 快速达到平衡的理想情况,而实际上在捕获海产品进行测量时,可能还未完全达到平衡,即C f 偏低㊁C w 偏高,所以造成计算所得的㊃871㊃许莉萍:核电厂流出物中14C在海产品中的浓集研究及公众剂量评价应用㊀㊀㊀㊀㊀㊀㊀表6㊀厂址海域海产品14C浓集因子(CF)实测值Tab.6㊀Measured value of14C concentration factor(CF) of marine organisms in the sea area of the plant siteCF值偏低㊂因此可以认为,表5中的CF计算值较表6中的实测值已更为保守地估算海产品对14C 的蓄积能力,适用于本海域的海产品㊂综合考虑,可选取CF计算值中的最大值,作为厂址海域海产品14C浓集因子,用于剂量评价㊂4㊀厂址海域14C浓集因子对公众剂量评价的应用4.1㊀扩散模型㊀㊀液态放射性流出物在海水中的弥散,受排放流量㊁受纳水体流场变化㊁海底地形特征㊁沉降吸附作用等因素综合影响㊂‘福清核电厂5㊁6号机组运行阶段环评专题液态流出物数值模拟复核研究报告“[13]根据厂址附近海域复杂的地形地势㊁潮流以及温㊁盐分布等特定条件,采用二维数模计算和物模试验相结合,给出了各典型潮态下排放口不同海域低放废水的扩散情况㊂本文中的评价模型采用了稀释扩散模型,计算了排放口各范围海域海水14C浓度㊂按照近区和远区选取14C稀释因子C i,C i取自上述报告中的模拟结果㊂保守考虑,计算时选取了最不利于扩散的潮态,即冬季小潮时的C i,具体数值为:距离厂址排放口0~1km 范围内海域放射性核素的C i取0.30,1~2km范围内取0.23,2~3km范围内取0.20,3~5km范围内取0.12,5~10km范围内取0.07,10~20km 范围内取0.05,20~80km范围内取0.002[13]㊂4.2㊀海水14C活度浓度㊀㊀以福清核电2021年流出物排放数据为排放源项,计算海域海水中的14C活度浓度C w㊂2021年,福清核电共6台机组运行,全年液态途径14C 的排放总量为2.65ˑ1010Bq,排放口不同海域海水中14C活度浓度C w可用下式计算:C w=3.17ˑ10-8ˑQ wˑCiˑq-1(7)式中,Q w为14C年排放量,Bq/a;C i为稀释因子;q 为冷却水排水流量,m3/s,6台机组循环水流量为348m3/s㊂计算可得厂址排放口附近海域不同距离范围内14C活度浓度C w分别为:0~1km为0.72Bq/ m3;1~2km为0.55Bq/m3;2~3km为0.48Bq/ m3;3~5km为0.29Bq/m3;5~10km为0.17Bq/ m3;10~20km为0.12Bq/m3;20~80km为0.005 Bq/m3㊂需要注意的是,海水14C活度浓度还要在上述计算结果的基础上加上14C的环境本底值㊂根据福清核电运行前环境本底调查结果(2013年),福清核电附近海域的海水14C的活度浓度范围在4.32~6.82mBq/L,均值为5.71mBq/L,因此取海水14C的本底值为5.71mBq/L㊂4.3㊀海产品中14C的活度浓度㊀㊀海产品中14C活度浓度,根据下式计算:C f=CFˑC w(8)㊀㊀保守考虑,取表5中海产品14C浓集因子CF 计算值的最大值(鱼类取6800㊁藻类取5300㊁甲壳类取5000,软体动物取4500)以及IAEA推荐值分别计算,得到海产品中14C的活度浓度,结果列于表7㊂4.4㊀食入海产品中14C所致个人有效剂量㊀㊀为保守计算,假设厂址半径80km范围内居民食入的海产品全部来自厂址附近的海域㊂食入海产品中放射性核素所致个人内照射剂量可按下式计算:D e p=C fˑUpˑexp(-λ㊃t p)ˑDF e(9)式中,D e p为公众个人食入该海域内海产品p所致的年有效剂量,Sv/a;U p为公众个人对海产品p的消费量,kg/a,不同年龄段居民的人均海产品消费量取自‘福建福清核电厂5㊁6号机组厂址周围人口和人口分布及食谱调查和统计分析专题报㊃971㊃㊀辐射防护第44卷㊀第2期告“[14];λ为14C的衰变常数1.38ˑ10-8,h-1;t p为海产品p从捕捞到被消费的时间间隔,取24h; DF e为14C对公众个人的食入有效剂量转换因子, Sv/Bq,成人5.80ˑ10-10,青少年8.00ˑ10-10,儿童1.6ˑ10-9,婴儿1.4ˑ10-9[15]㊂将不同年龄段居民分为婴儿(1岁)㊁儿童(2~ 7岁)㊁青少年(7~17岁)㊁成人(>17岁)四个组进行评价,结合表7中C f的数值,计算得到公众个人因食入海产品(鱼类㊁藻类㊁甲壳类㊁软体动物)所致的个人年有效剂量,结果列于表8㊂表7㊀海产品中14C的活度浓度Tab.7㊀14C content in marine organisms表8㊀食入海产品中Tab.8㊀Public personal effective dose due to ingestion of14C in marine organisms㊀㊀从表7和表8的数据可以看出,因为IAEA给出的14C浓集因子推荐值较大,采用该推荐值参与计算时,得到海产品中14C的含量偏大,从而导致食入海产品中14C所致的个人年有效剂量较大,超出采用表5中厂址14C浓集因子CF计算值所得的个人年有效剂量3倍,过高的估算了公众受照剂量㊂在前文中已提到,表5中给出14C浓集因子CF计算值中的最大值已较为保守,更能反映福清核电厂址海域的海产品对14C的富集情况,因此,采用此最大值所得到的剂量结果,较IAEA推荐值更能反映厂址周围居民因食入海产品中14C所致的个人有效剂量的真实水平㊂5㊀结论及建议㊀㊀14C是福清核电厂放射性流出物中的关键核素,主要通过食入海产品途径对公众产生内照射㊂在进行14C对公众的剂量评价时,海产品中的14C 的浓集因子是主要参数㊂通过比较厂址比活度模式计算值㊁厂址采样计算值和IAEA推荐值,最终推荐了适用于福清核电厂厂址㊁同时避免过高估计14C对公众剂量的海产品的CF值,分别为:鱼类取6800㊁藻类取5300㊁甲壳类取5000㊁软体动物取4500㊂该套数值能提高辐射剂量评价的准确度,进一步确保向公众公示数据的可信度㊂14C浓集因子与当地海水DIC浓度及海产品中稳定碳含量密切相关,应当关注相关的环境特征调查活动,或自主开展相关的调查工作㊂根据调查结果,不断修正海产品14C浓集因子,为合理评价食入海产品这一关键途径上14C所致的公众剂量提供更有代表性的数据支持㊂考虑核电厂放射性废液排放影响的公众关注度较高,随着华龙机组的运行,建议在6台机组稳定运行后,择机开展厂址附近海域的14C水平调查,验证华龙机组流出物排放对海域环境的影响㊂㊃081㊃许莉萍:核电厂流出物中14C在海产品中的浓集研究及公众剂量评价应用㊀参考文献:[1]㊀中国核电工程有限公司.福建福清核电厂5㊁6号机组环境影响报告书(运行阶段)[R].2020:6-23.[2]㊀福建福清核电有限公司.福建福清核电厂流出物及环境监测评价报告(2019 2021年)[R].2022.[3]㊀史建君.放射性核素对生态环境的影响[J].核农学报,2011,25(2):397-403.[4]㊀Kumblad Linda,Gilek Michael,Kautsky Ulrik,et al.An ecosystem model of the environmental transport and fate of carbon-14in a bay of the Baltic Sea,Sweden[J].Ecological Modelling,2003,166(3):193-210.[5]㊀IAEA.Sediment distribution coefficients and concentration factors for biota in the marine environment:IAEA TechnicalReports Series No.422[R].Vienna:IAEA,2004.[6]㊀IAEA.Handbook of parameter values for the prediction of radionuclide transfer in terrestrial and freshwater environments:IAEA Technical Reports Series No.472[R].Vienna:IAEA,2010.[7]㊀IAEA.Quantification of radionuclide transfer in terrestrial and freshwater environments for radiological assessments:IAEA-TECDOC-1616[R].,2009:564-568.[8]㊀林辉.台湾海峡及邻近海域溶解无机碳与有机碳的时空分布及其影响因素[D].厦门:厦门大学,2013:28.[9]㊀张述伟.东海近岸海域溶解态碳和氮的分布变化特征[D].青岛:中国海洋大学,2012:18-22.[10]㊀中国辐射防护研究院.福建福清核电厂一期工程环境水体及生物中14C本底调查报告[R].2014:37.[11]㊀国家海洋局第一海洋研究所.福建福清核电厂厂址邻近海域生态环境现状调查及分析评价报告[R].2018:182.[12]㊀李雪丁,卢振彬.福建近海渔业资源生产量和最大可持续开发量[J].厦门大学学报(自然科学版),2008,47(4):597-598.[13]㊀中国水利水电科学研究院.福清核电厂5㊁6号机组运行阶段环评专题液态流出物数值模拟复核研究报告[R].2018.[14]㊀中国辐射防护研究院.福建福清核电厂5㊁6号机组厂址周围人口和人口分布及食谱调查和统计分析专题报告[R].2018:117-126.[15]㊀核工业标准化研究所.电离辐射防护与辐射源安全基本标准:GB18871 2002[S].北京:中国标准出版社,2002.Concentration study of14C in marine organisms caused by NPPeffluents and application to public dose evaluationXU Liping(Fujian Fuqing Nuclear Power Co.Ltd.,Fujian Fuqing350318) Abstract:Considering the exposure to the surrounding public caused by coastal nuclear power plant radioactive effluents,the largest contribution is caused by14C.During dose evaluation of the key route feeding from marine organisms,the14C concentration will directly affected the rationality.In this study,the specific activity equilibrium model was adopted,as well as consideration of the actual carbon content of sea water and marine organisms in Fuqing NPP.Calculating14C concentration factors of different species of marine organisms,which were verified by comparing with measured values and IAEA rec-ommended values of some marine organisms on sites.As conclusions,14C concentration factors suitable for the Fuqing NPP area were obtained.It is recommended to take6800for fish,5300for algae,5000for crustaceans and4500for mollusks.They can be applied to public dose evaluation by dividing different age groups and calculate the public personal effective dose caused by14C intake from marine organisms.These recommended values can be applied to the assessment of the public radiation dose caused by the effluents from the coastal NPP.Key words:14C;concentration factor;marine organisms;dose evaluation㊃181㊃。

目次1 范围 (1)2 规范性引用文件 (1)3 术语和定义 (1)4 缩略语 (2)5 总体要求 (2)5.1通用要求 (2)5.2管理范围 (3)6 组织机构和文件体系 (3)组织机构 (3)6.16.2文件体系 (3)7 风险重要类确定 (3)7.1方法 (3)准则 (4)7.28 性能指标设定 (4)8.1性能指标 (4)8.2设定方法 (4)9 性能指标监测和维修有效性定期评价 (4)性能指标监测 (4)9.19.2维修有效性定期评价 (5)性能指标的调整 (5)9.310 维修活动风险评价和管理 (5)10.1风险评价 (5)风险管理 (6)10.211 同行评估 (6)11.1组织实施 (6)11.2评估人员 (6)11.3评估结果 (6)核电厂维修有效性评价1 范围本文件规定了建立和实施核电厂基于性能、风险指引的维修有效性评价体系的技术要求，包括总体要求、组织机构和文件体系、风险重要类确定、性能指标设定、维修有效性监测和定期评价、维修活动风险评价和管理等。

本文件适用于压水堆核电厂基于性能、风险指引的维修有效性评价体系的建立和实施，其他利用核能发电和供热的设施可参照执行。

2 规范性引用文件本文件没有规范性引用文件。

3 术语和定义下列术语和定义适用于本文件。

3.1维修有效性 maintenance effectiveness对特定的构筑物、系统和设备，按照其设计基准、运行经验设定能反映维修有效性的指标。

通过比较上述指标与该构筑物、系统和设备在运行、维修、试验中所表现的实际性能，来判断维修是否有效。

3.2维修规则 maintenance rule对核电厂构筑物、系统和设备维修活动进行有效性评价的规则体系，即维修有效性评价体系。

3.3性能指标 performance indicator对单个设备、系列、系统乃至整个电厂设定的用于监测的可靠性、可用性指标。

如有必要，对单个设备还可设定其参数状态（振动、流量、温度等）作为性能指标。

【核科普】一代至四代核电技术简介2014-02-20核电观察第一代核电技术1954年前苏联建成电功率为5MW的实验性核电厂，1957年美国建成电功率为90MW的希平港原型核电厂，这些证明了核能用于发电是可行的，国际上把上述实验性和原型核电机组称为第一代核电机组。

早期原型堆代表：德累斯顿费米一号（美）Magnox希平港（美）第二代核电技术20世界60年代后期，在实验性和原型核电机组基础上，陆续建成电功率在300MW 以上的压水堆、沸水堆、重水堆等核电机组，它们在进一步证明核能发电技术可行的同时，使核电的经济性也得以证明，可与火电、水电相竞争。

目前世界上商运的400多台核电机组绝大部分是在这段时间建成的，它们称为第二代核电机组。

第二代核电堆型代表：PWR (压水堆)VVER (压水堆)BWR (沸水堆)CANDU (重水堆)第三代核电技术20世纪90年代，美国电力研究院出台了“先进轻水堆用户要求”文件，即URD （Utility Requirements Document），用一系列定量指标来规范核电厂的安全性和经济性。

随后，欧洲出台的“欧洲用户对轻水堆核电厂的要求”，即EUR （European Utility Requirements）,也表达了类似的看法。

国际上通常把URD 或EUR文件的核电机组称为第三代核电机组。

URD和EUR的主要关注点为：1）进一步降低堆芯融化和放射性向环境释放的风险，使发生严重事故的概率减少到极致，以消除社会公众的顾虑。

2）进一步减少核废物（特别是强放射性和长寿命核废物）的排放量，寻求更加的核废物处理方案，减少对人员和环境的放射性影响。

3）降低核电厂每单位千瓦的造价，缩短建设周期，提高机组热效率和可利用率，延长寿期，以进一步改善其经济性。

第三代核电堆型代表：AP1000—非能动先进压水堆EPR—欧洲压水堆APR1400—韩国先进压水堆APWR—先进压水堆（日本三菱）ABWR—先进沸水堆（GE）ESBWR—经济简化型沸水堆（GE）第四代核电技术第四代核电技术是指安全性和经济性都更加优越，废物量极少，无需厂外应急，并具有防核扩散能力的核能利用系统。