压水堆核电厂压力容器开盖时刻主冷却剂放射性浓度控制要求研究

　　摘要:压水堆核电厂停堆开盖时刻主冷却剂放射性浓度限值是核电厂的重要设计参数。本文基于停堆开盖后厂内辐射风险来源分析，建立了适用于压水堆核电厂停堆压力容器开盖时刻主冷却剂中的放射性浓度控制值评估方法，并采用欧洲第三代压水堆技术方案(EPR)堆型核电厂的设计参数对建立的方法进行了验证。验证结果表明:基于此方法得出的停堆开盖限值与EPR堆型核电厂原设计较接近。

　　关键词:停堆开盖;冷却剂;浓度限值;压水堆核电厂;辐射风险

　　核电厂论文投稿刊物：《核电子学与探测技术》主要刊登核仪器、核电子学、核探测器与测试技术方面的研究成果和论文。读者对象为核电子学、核探测技术方面的研究人员及大专院校师生。获奖情况：中国中文核心期刊;中国科协三等奖;中国核工业部二等奖。

　　压水堆核电站停堆开盖期间主冷却剂中放射性核素浓度限值为电厂运行技术规范中重要参数，该值直接决定了停堆期间进入反应堆厂房的人员剂量以及停堆净化时间，进而影响机组的经济性。长期以来，国内CPR1000堆型核电站停堆开盖期间主冷却剂中放射性核素浓度限值沿用同类型核电站的外方原始设计，未对其制定方法进行研究。随着三代核电技术自主研发，继续沿用停堆开盖期间主冷却剂中放射性核素浓度限值已不合适，有必要对其影响因素进行研究分析，从而确定一套合理的停堆开盖期间主冷却剂中放射性核素浓度限值。

　　1主冷却剂停堆开盖限值影响分析

　　1.1影响因素

　　结合国内CPR1000堆型及某三代核电技术方案的系统功能及停堆运行策略可知:停堆开盖后，主冷却剂与厂内大气和反应堆水池连通，此时，残留在主冷却剂中的辐射源将暴露在厂内，对厂内工作人员辐射污染风险体现在:(1)气载污染开盖后，主冷却剂携带的惰性气体和碘释入大气造成厂内气载放射性增加，将对进厂人员造成内照射和浸没外照射。其中，内照射污染主要考虑碘;浸没外照射污染主要考虑惰性气体。

　　(2)液载污染开盖后，一回路将与反应堆水池连通，伴随反应堆水池充水，主冷却剂将被换料水箱的水稀释。当反应堆水池充满水时，除惰性气体外，池水中携带的所有放射性核素将对操作平台上方人员活动区域造成外照射影响，其中以腐蚀产物影响为主(近80%)。除上述影响因素外，停堆开盖时刻的主冷却剂限值的高低还将影响一回路净化相关系统在停堆期间的投运时间，进而对核电厂无燃料破损换料序列(ROO序列)的时间产生影响，最终影响核电厂的经济性。

　　1.2控制目标

　　我国法规对人员辐射风险的控制有明确要求，由此，参考国内相关规定及良好工程实践，可确定停堆开盖后厂内污染风险控制目标如下:

　　(1)气载污染控制目标参考NB/T20185—2012中规定的绿区空气污染浓度限值(0.1DAC)，当压力容器(RPV)开盖后，主冷却剂中携带的惰性气体和碘释入厂房大气而造成的厂内气载放射性增加，对工作人员驻留1h造成的内照射和浸没外照射总贡献应不超过1μSv。

　　(2)液载污染控制目标参考CPR1000堆型核电厂运行管理要求，当反应堆水池充满水时，水中各放射性核素所致水面上方1m处的剂量率应不超过50μSv/h[1]。除满足上述控制要求外，停堆开盖限值评估还应确保其所需的停堆净化时间不会延长ROO序列。

　　1.3关键核素选取

　　为便于核电厂放射性监督的有效性和可实施性，通常仅对个别关键核素进行监督。因此，通过监控主冷却剂中典型核素的放射性水平，可控制主冷却剂的整体放射性水平，最终确保开盖后的气载污染和外照射污染风险尽量低。停堆开盖期间关键核素选取原则如下:1)核素放射性活度浓度占主冷却剂总放射性浓度比重较高;2)核素的半衰期不宜过短;3)对工作人员的照射贡献较大。结合上述原则，通过分析压水堆核电厂主冷却剂中各放射性核素特性及其活度比例，可确定开盖时刻放射性控制关键核素为:133Xe、131I和58Co。此外，为控制核素的总放射性贡献，还需增加对总γ的控制。

　　气载污染控制方面主要考虑碘和惰性气体，其原因主要是:(1)在推导过程中，保守忽略了通风系统对气载放射性的去除影响，由此可确保基于该方法分析得到的控制要求在考虑了实际的停堆通风系统作用下，对人员剂量风险的影响将更低。(2)综合各核素的汽水分配因子、内照射/浸没外照射剂量转换因子分析可知，气载污染对人员造成的辐射影响主要考虑以惰性气体和碘为主，其它核素相对于上述核素而言贡献低至可忽略。(3)文中采用了忽略通风作用的保守假设，可包络实际因气载氚造成的影响。此外，至今工程上暂无有效的除氚措施，如将氚作为关键核素被分析并制定其控制目标将不利于运行管理，且会增大核电厂液体排放量。

　　2停堆开盖期间气载污染控制指标分析

　　由1.2节可知，为保证气载污染不会超过0.1DAC，应控制反应堆厂内气载放射性碘及惰性气体对人员驻留1h造成的总剂量贡献不超过1μSv。

　　2.1核素对剂量贡献占比的敏感性分析

　　考虑到停堆后，主冷却剂中惰性气体和碘的去除手段不同(惰性气体由硼回收系统(TEP)去除，而碘由化学和容积控制系统(RCV)净化去除)，因此，当惰性气体和碘的剂量贡献占气载控制目标的比例不同时，相应的开盖时刻碘、惰性气体浓度控制值也将不同，进而将直接影响停堆期间TEP和RCV系统投运时间。以国内某三代核电项目为例，通过分析其开盖时刻主冷却剂放射性浓度谱可知:停堆开盖后，主冷却剂中的133Xe释入厂内大气对人员造成的剂量贡献占所有惰性气体贡献的96.17%，131I释入厂内大气对人员造成的剂量贡献占所有碘同位素贡献的98.89%。

　　3方法验证

　　基于EPR堆型核电厂的设计参数，采用上述气载污染控制指标及外照射污染控制指标的分析方法，得到EPR堆型核电厂的开盖时刻主冷却剂中放射性控制指标。133Xe和131I计算值与EPR设计限值基本一致，虽然58Co和总γ开盖限值与EPR相关限值相差100MBq/t，但考虑开盖后，反应堆水池充水活动对开盖时刻主冷却剂浓度稀释的影响(稀释因子约0.13)，该差值所致反应堆水池满水时刻下的池水源项仅差13MBq/t，最终对反应堆水池池边工作人员造成的剂量率影响极低。

　　4结论

　　停堆RPV开盖后，因主冷却剂与厂内大气连通，残留在冷却剂中的辐射源将通过气溶胶及液体照射的方式，对厂内工作人员造成内照射、浸没外照射及外照射风险。为控制该风险，本文提出了开盖后气载污染不超过0.1DAC且液载污染对反应堆水池上方的剂量率贡献不超过50μSv/h的控制目标(当然，该值可根据实际工作进行进一步优化调整)，并从便于核电厂放射性监督的有效性和可实施性角度，选取对人员辐射影响明显的关键核素，考虑了各核素对人员照射方式的不同，建立了推算压力容器开盖时刻的放射性控制值的分析方法，以国内某三代核电项目为例，分析得到了停堆开盖时刻放射性控制值。

　　参考文献:

　　[1]郑彬，张术勇，李鹏.核电站大修停堆放射性控制[J].湖北电力，2008，32(6):46-48

　　[2]EPA.Limitingvaluesofradionuclideintakeandairconcentrationanddoseconversionfactorsforinhalation，submersionandingestion[R].FederalGuidanceReportNo.11，1988.

　　[3]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.

　　[4]EPA.Externalexposuretoradionuclideinair，waterandsoil[R].FederalGuidanceReportNo.12，1993.

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