本文摘要：摘要:壓水堆核電廠停堆開蓋時(shí)刻主冷卻劑放射性濃度限值是核電廠的重要設(shè)計(jì)參數(shù)。本文基于停堆開蓋后廠內(nèi)輻射風(fēng)險(xiǎn)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(shí)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(shù)方案(EPR)堆型核
摘要:壓水堆核電廠停堆開蓋時(shí)刻主冷卻劑放射性濃度限值是核電廠的重要設(shè)計(jì)參數(shù)。本文基于停堆開蓋后廠內(nèi)輻射風(fēng)險(xiǎn)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(shí)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(shù)方案(EPR)堆型核電廠的設(shè)計(jì)參數(shù)對建立的方法進(jìn)行了驗(yàn)證。驗(yàn)證結(jié)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(shè)計(jì)較接近。
關(guān)鍵詞:停堆開蓋;冷卻劑;濃度限值;壓水堆核電廠;輻射風(fēng)險(xiǎn)
核電廠論文投稿刊物：《核電子學(xué)與探測技術(shù)》主要刊登核儀器、核電子學(xué)、核探測器與測試技術(shù)方面的研究成果和論文。讀者對象為核電子學(xué)、核探測技術(shù)方面的研究人員及大專院校師生。獲獎(jiǎng)情況：中國中文核心期刊;中國科協(xié)三等獎(jiǎng);中國核工業(yè)部二等獎(jiǎng)。
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(yùn)行技術(shù)規(guī)范中重要參數(shù)，該值直接決定了停堆期間進(jìn)入反應(yīng)堆廠房的人員劑量以及停堆凈化時(shí)間，進(jìn)而影響機(jī)組的經(jīng)濟(jì)性。長期以來，國內(nèi)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(shè)計(jì)，未對其制定方法進(jìn)行研究。隨著三代核電技術(shù)自主研發(fā)，繼續(xù)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(jìn)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(jié)合國內(nèi)CPR1000堆型及某三代核電技術(shù)方案的系統(tǒng)功能及停堆運(yùn)行策略可知:停堆開蓋后，主冷卻劑與廠內(nèi)大氣和反應(yīng)堆水池連通，此時(shí)，殘留在主冷卻劑中的輻射源將暴露在廠內(nèi)，對廠內(nèi)工作人員輻射污染風(fēng)險(xiǎn)體現(xiàn)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(nèi)氣載放射性增加，將對進(jìn)廠人員造成內(nèi)照射和浸沒外照射。其中，內(nèi)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(yīng)堆水池連通，伴隨反應(yīng)堆水池充水，主冷卻劑將被換料水箱的水稀釋。當(dāng)反應(yīng)堆水池充滿水時(shí)，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(dòng)區(qū)域造成外照射影響，其中以腐蝕產(chǎn)物影響為主(近80%)。除上述影響因素外，停堆開蓋時(shí)刻的主冷卻劑限值的高低還將影響一回路凈化相關(guān)系統(tǒng)在停堆期間的投運(yùn)時(shí)間，進(jìn)而對核電廠無燃料破損換料序列(ROO序列)的時(shí)間產(chǎn)生影響，最終影響核電廠的經(jīng)濟(jì)性。
1.2控制目標(biāo)
我國法規(guī)對人員輻射風(fēng)險(xiǎn)的控制有明確要求，由此，參考國內(nèi)相關(guān)規(guī)定及良好工程實(shí)踐，可確定停堆開蓋后廠內(nèi)污染風(fēng)險(xiǎn)控制目標(biāo)如下:
(1)氣載污染控制目標(biāo)參考NB/T20185—2012中規(guī)定的綠區(qū)空氣污染濃度限值(0.1DAC)，當(dāng)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(nèi)氣載放射性增加，對工作人員駐留1h造成的內(nèi)照射和浸沒外照射總貢獻(xiàn)應(yīng)不超過1μSv。
(2)液載污染控制目標(biāo)參考CPR1000堆型核電廠運(yùn)行管理要求，當(dāng)反應(yīng)堆水池充滿水時(shí)，水中各放射性核素所致水面上方1m處的劑量率應(yīng)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(yīng)確保其所需的停堆凈化時(shí)間不會(huì)延長ROO序列。
1.3關(guān)鍵核素選取
為便于核電廠放射性監(jiān)督的有效性和可實(shí)施性，通常僅對個(gè)別關(guān)鍵核素進(jìn)行監(jiān)督。因此，通過監(jiān)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(fēng)險(xiǎn)盡量低。停堆開蓋期間關(guān)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(xiàn)較大。結(jié)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(shí)刻放射性控制關(guān)鍵核素為:133Xe、131I和58Co。此外，為控制核素的總放射性貢獻(xiàn)，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(dǎo)過程中，保守忽略了通風(fēng)系統(tǒng)對氣載放射性的去除影響，由此可確�；谠摲椒ǚ治龅玫降目刂埔笤诳紤]了實(shí)際的停堆通風(fēng)系統(tǒng)作用下，對人員劑量風(fēng)險(xiǎn)的影響將更低。(2)綜合各核素的汽水分配因子、內(nèi)照射/浸沒外照射劑量轉(zhuǎn)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(xiàn)低至可忽略。(3)文中采用了忽略通風(fēng)作用的保守假設(shè)，可包絡(luò)實(shí)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(guān)鍵核素被分析并制定其控制目標(biāo)將不利于運(yùn)行管理，且會(huì)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(biāo)分析
由1.2節(jié)可知，為保證氣載污染不會(huì)超過0.1DAC，應(yīng)控制反應(yīng)堆廠內(nèi)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(xiàn)不超過1μSv。
2.1核素對劑量貢獻(xiàn)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(tǒng)(TEP)去除，而碘由化學(xué)和容積控制系統(tǒng)(RCV)凈化去除)，因此，當(dāng)惰性氣體和碘的劑量貢獻(xiàn)占?xì)廨d控制目標(biāo)的比例不同時(shí)，相應(yīng)的開蓋時(shí)刻碘、惰性氣體濃度控制值也將不同，進(jìn)而將直接影響停堆期間TEP和RCV系統(tǒng)投運(yùn)時(shí)間。以國內(nèi)某三代核電項(xiàng)目為例，通過分析其開蓋時(shí)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(nèi)大氣對人員造成的劑量貢獻(xiàn)占所有惰性氣體貢獻(xiàn)的96.17%，131I釋入廠內(nèi)大氣對人員造成的劑量貢獻(xiàn)占所有碘同位素貢獻(xiàn)的98.89%。
3方法驗(yàn)證
基于EPR堆型核電廠的設(shè)計(jì)參數(shù)，采用上述氣載污染控制指標(biāo)及外照射污染控制指標(biāo)的分析方法，得到EPR堆型核電廠的開蓋時(shí)刻主冷卻劑中放射性控制指標(biāo)。133Xe和131I計(jì)算值與EPR設(shè)計(jì)限值基本一致，雖然58Co和總γ開蓋限值與EPR相關(guān)限值相差100MBq/t，但考慮開蓋后，反應(yīng)堆水池充水活動(dòng)對開蓋時(shí)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(yīng)堆水池滿水時(shí)刻下的池水源項(xiàng)僅差13MBq/t，最終對反應(yīng)堆水池池邊工作人員造成的劑量率影響極低。
4結(jié)論
停堆RPV開蓋后，因主冷卻劑與廠內(nèi)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(nèi)工作人員造成內(nèi)照射、浸沒外照射及外照射風(fēng)險(xiǎn)。為控制該風(fēng)險(xiǎn)，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(yīng)堆水池上方的劑量率貢獻(xiàn)不超過50μSv/h的控制目標(biāo)(當(dāng)然，該值可根據(jù)實(shí)際工作進(jìn)行進(jìn)一步優(yōu)化調(diào)整)，并從便于核電廠放射性監(jiān)督的有效性和可實(shí)施性角度，選取對人員輻射影響明顯的關(guān)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(shí)刻的放射性控制值的分析方法，以國內(nèi)某三代核電項(xiàng)目為例，分析得到了停堆開蓋時(shí)刻放射性控制值。
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