壓水堆核電廠壓力容器開蓋時刻主冷卻劑放射性濃度控制要求研究

　　摘要:壓水堆核電廠停堆開蓋時刻主冷卻劑放射性濃度限值是核電廠的重要設計參數。本文基于停堆開蓋后廠內輻射風險來源分析，建立了適用于壓水堆核電廠停堆壓力容器開蓋時刻主冷卻劑中的放射性濃度控制值評估方法，并采用歐洲第三代壓水堆技術方案(EPR)堆型核電廠的設計參數對建立的方法進行了驗證。驗證結果表明:基于此方法得出的停堆開蓋限值與EPR堆型核電廠原設計較接近。

　　關鍵詞:停堆開蓋;冷卻劑;濃度限值;壓水堆核電廠;輻射風險

　　核電廠論文投稿刊物：《核電子學與探測技術》主要刊登核儀器、核電子學、核探測器與測試技術方面的研究成果和論文。讀者對象為核電子學、核探測技術方面的研究人員及大專院校師生。獲獎情況：中國中文核心期刊;中國科協三等獎;中國核工業部二等獎。

　　壓水堆核電站停堆開蓋期間主冷卻劑中放射性核素濃度限值為電廠運行技術規范中重要參數，該值直接決定了停堆期間進入反應堆廠房的人員劑量以及停堆凈化時間，進而影響機組的經濟性。長期以來，國內CPR1000堆型核電站停堆開蓋期間主冷卻劑中放射性核素濃度限值沿用同類型核電站的外方原始設計，未對其制定方法進行研究。隨著三代核電技術自主研發，繼續沿用停堆開蓋期間主冷卻劑中放射性核素濃度限值已不合適，有必要對其影響因素進行研究分析，從而確定一套合理的停堆開蓋期間主冷卻劑中放射性核素濃度限值。

　　1主冷卻劑停堆開蓋限值影響分析

　　1.1影響因素

　　結合國內CPR1000堆型及某三代核電技術方案的系統功能及停堆運行策略可知:停堆開蓋后，主冷卻劑與廠內大氣和反應堆水池連通，此時，殘留在主冷卻劑中的輻射源將暴露在廠內，對廠內工作人員輻射污染風險體現在:(1)氣載污染開蓋后，主冷卻劑攜帶的惰性氣體和碘釋入大氣造成廠內氣載放射性增加，將對進廠人員造成內照射和浸沒外照射。其中，內照射污染主要考慮碘;浸沒外照射污染主要考慮惰性氣體。

　　(2)液載污染開蓋后，一回路將與反應堆水池連通，伴隨反應堆水池充水，主冷卻劑將被換料水箱的水稀釋。當反應堆水池充滿水時，除惰性氣體外，池水中攜帶的所有放射性核素將對操作平臺上方人員活動區域造成外照射影響，其中以腐蝕產物影響為主(近80%)。除上述影響因素外，停堆開蓋時刻的主冷卻劑限值的高低還將影響一回路凈化相關系統在停堆期間的投運時間，進而對核電廠無燃料破損換料序列(ROO序列)的時間產生影響，最終影響核電廠的經濟性。

　　1.2控制目標

　　我國法規對人員輻射風險的控制有明確要求，由此，參考國內相關規定及良好工程實踐，可確定停堆開蓋后廠內污染風險控制目標如下:

　　(1)氣載污染控制目標參考NB/T20185—2012中規定的綠區空氣污染濃度限值(0.1DAC)，當壓力容器(RPV)開蓋后，主冷卻劑中攜帶的惰性氣體和碘釋入廠房大氣而造成的廠內氣載放射性增加，對工作人員駐留1h造成的內照射和浸沒外照射總貢獻應不超過1μSv。

　　(2)液載污染控制目標參考CPR1000堆型核電廠運行管理要求，當反應堆水池充滿水時，水中各放射性核素所致水面上方1m處的劑量率應不超過50μSv/h[1]。除滿足上述控制要求外，停堆開蓋限值評估還應確保其所需的停堆凈化時間不會延長ROO序列。

　　1.3關鍵核素選取

　　為便于核電廠放射性監督的有效性和可實施性，通常僅對個別關鍵核素進行監督。因此，通過監控主冷卻劑中典型核素的放射性水平，可控制主冷卻劑的整體放射性水平，最終確保開蓋后的氣載污染和外照射污染風險盡量低。停堆開蓋期間關鍵核素選取原則如下:1)核素放射性活度濃度占主冷卻劑總放射性濃度比重較高;2)核素的半衰期不宜過短;3)對工作人員的照射貢獻較大。結合上述原則，通過分析壓水堆核電廠主冷卻劑中各放射性核素特性及其活度比例，可確定開蓋時刻放射性控制關鍵核素為:133Xe、131I和58Co。此外，為控制核素的總放射性貢獻，還需增加對總γ的控制。

　　氣載污染控制方面主要考慮碘和惰性氣體，其原因主要是:(1)在推導過程中，保守忽略了通風系統對氣載放射性的去除影響，由此可確保基于該方法分析得到的控制要求在考慮了實際的停堆通風系統作用下，對人員劑量風險的影響將更低。(2)綜合各核素的汽水分配因子、內照射/浸沒外照射劑量轉換因子分析可知，氣載污染對人員造成的輻射影響主要考慮以惰性氣體和碘為主，其它核素相對于上述核素而言貢獻低至可忽略。(3)文中采用了忽略通風作用的保守假設，可包絡實際因氣載氚造成的影響。此外，至今工程上暫無有效的除氚措施，如將氚作為關鍵核素被分析并制定其控制目標將不利于運行管理，且會增大核電廠液體排放量。

　　2停堆開蓋期間氣載污染控制指標分析

　　由1.2節可知，為保證氣載污染不會超過0.1DAC，應控制反應堆廠內氣載放射性碘及惰性氣體對人員駐留1h造成的總劑量貢獻不超過1μSv。

　　2.1核素對劑量貢獻占比的敏感性分析

　　考慮到停堆后，主冷卻劑中惰性氣體和碘的去除手段不同(惰性氣體由硼回收系統(TEP)去除，而碘由化學和容積控制系統(RCV)凈化去除)，因此，當惰性氣體和碘的劑量貢獻占氣載控制目標的比例不同時，相應的開蓋時刻碘、惰性氣體濃度控制值也將不同，進而將直接影響停堆期間TEP和RCV系統投運時間。以國內某三代核電項目為例，通過分析其開蓋時刻主冷卻劑放射性濃度譜可知:停堆開蓋后，主冷卻劑中的133Xe釋入廠內大氣對人員造成的劑量貢獻占所有惰性氣體貢獻的96.17%，131I釋入廠內大氣對人員造成的劑量貢獻占所有碘同位素貢獻的98.89%。

　　3方法驗證

　　基于EPR堆型核電廠的設計參數，采用上述氣載污染控制指標及外照射污染控制指標的分析方法，得到EPR堆型核電廠的開蓋時刻主冷卻劑中放射性控制指標。133Xe和131I計算值與EPR設計限值基本一致，雖然58Co和總γ開蓋限值與EPR相關限值相差100MBq/t，但考慮開蓋后，反應堆水池充水活動對開蓋時刻主冷卻劑濃度稀釋的影響(稀釋因子約0.13)，該差值所致反應堆水池滿水時刻下的池水源項僅差13MBq/t，最終對反應堆水池池邊工作人員造成的劑量率影響極低。

　　4結論

　　停堆RPV開蓋后，因主冷卻劑與廠內大氣連通，殘留在冷卻劑中的輻射源將通過氣溶膠及液體照射的方式，對廠內工作人員造成內照射、浸沒外照射及外照射風險。為控制該風險，本文提出了開蓋后氣載污染不超過0.1DAC且液載污染對反應堆水池上方的劑量率貢獻不超過50μSv/h的控制目標(當然，該值可根據實際工作進行進一步優化調整)，并從便于核電廠放射性監督的有效性和可實施性角度，選取對人員輻射影響明顯的關鍵核素，考慮了各核素對人員照射方式的不同，建立了推算壓力容器開蓋時刻的放射性控制值的分析方法，以國內某三代核電項目為例，分析得到了停堆開蓋時刻放射性控制值。

　　參考文獻:

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