HPR1000放射性集体剂量优化方案探讨.pdf

724CiLiursTPOWERSNIICIFAR中国核电第16 卷第5期2023年10 月HPR1000放射性集体剂量优化方案探讨刘润生（中核核电运行管理有限公司，浙江海盐314303)摘要：放射性集体剂量是核电厂接受WANO评估过程的重要指标。以“华龙一号”机组为例，探讨了在设计阶段降低机组运行工况下放射性集体剂量的方案，调研了其他核电厂的运行情况和降低放射性集体剂量的方案，以调研结果作为参考，探讨了设计阶段需要考虑的改进建议及方案，以确保机组投运后的放射性集体剂量在较低水平。关键词：设计阶段；降低；集体剂量；改进建议中图分类号：TM623文献标志码：A文章编号：16 7 4-16 17（2 0 2 3）0 5-0 7 2 4-0 5Optimization Schemefor the Collective Radiation Dose of HPR1000LlURunsheng(Nuclear Power Operation Management Co.,Ltd.,CNNP,Haiyan,Zhejiang Prov.314303,China)Abstract:The radiation collective dose is an important indicator of a nuclear power plant in WANO evaluationprocess.Taking the HPR1oo0 as an example,options to reduce the units radiation collective dose under operat-ing conditions in the design phase were discussed.The operational conditions and strategies for reducing radia-tion collective dose at other nuclear power plants were investigated,and based on these results as a reference,improvement suggestions and plans that need to be considered in the design phase were determined to ensurethat the units radiation collective dose is maintained at a low level after it is put into operation.Key words:HPR1000;design stage;reduction;collective dose;improvement suggestionsCLC number:TM623Articiecharacter:AArticleID:1674-1617(2023)05-0724-050引国际原子能机构J（I A EA）基本安全原则（SF一1）原则5：防护的最优化要求“必须实现防护的最优化，以提供合理可行的最高安全水平”。在核电厂的设计中，所遵循的安全目标是建立有效的对放射性危害的防护，保证在电厂的后续运行中，人与环境不受放射性辐射的危害。为实现此安全目标，在核电厂设计阶段就应该保证在所有运行状态下，对人员与环境所造成的放射性影响低于规定限值，同时还应提供减轻任何事故放射性后果的手段。因此，核电厂在设计阶段应充分考虑辐射防护最优化工作策略，如图1所示。放射性集体剂量是WANO对于核电厂进行评估的重要指标，随着核电技术水平的发展，WANO对于核电厂的评估方式也将更新。WANO原计划于2 0 2 2 年内调整WANO综合指数的计算规则，如表1所示，对于换料周期为设计目标基本设计运行经验辐射与化学数据库修改设计以满足设计目标个人剂量和集体剂量评价修改设计以实现辐射防护设计的最优化审查最优化代价利益分析图1核设施设计的辐射防护最优化策略 6 Fig.1The optimization strategy for radiation protectionin the design of nuclear facility618个月的PWR机组，集体剂量（CRE）满分条件从滚动18 月累计集体剂量不超过90 0 manmSv降低到6 0 0 manmSv，则年化值从600manmSv降低到 40 0 manmSv。新规则文稿日期：2 0 2 3-0 7-19非者简介：刘润生（1996 一），男，湖南人，助理工程师，学士，研究方向：压水堆核电厂放射性剂量优化（E-mail：I)。725核电研发NuclearPowerR&D的出台将对未来核电厂辐射防护工作提出更高的标准，也为核电厂设计工作提出更高的要求。根据核设施设计的辐射防护最优化策略，运用目前已有的大量的运行经验反馈以及良好实践，在设计阶段对进行修改，不仅可以提升机组辐射防护水平，降低集体剂量率，同时还可以降低后续变更改造成本，提高电厂经济性。表1WANO待发布评分标准Table1WANO rating criteria to be released2022年度待发布标准现有评分闵值区间/（manmSv）评分方法CREP400指数点=10 0指数点（6 3 0-C R EP）/400CREP630指数点=0以下将以核设施设计的辐射防护最优化策略为基准，根据对其他核电厂的运行情况的调研，提出针对“华龙一号”的集体剂量优化方案。1集体剂量影响因素以及优化方向在正常运行及大修工况，核电厂集体剂量的影响因素总体而言包括两个方面：1）反应堆厂房中辐射源的分布及剂量水平；2）放射性作业时长及作业场地辐射强度。针对运行工况下集体剂量的优化控制，需针对放射源项展开分析，评估主冷却剂裂变及腐蚀活化产物的来源以及分布，减少辐射源的产生，并采取措施定期消除腐蚀产物聚集形成的辐射源。除此之外还有必要通过厂房布局改进等方式，保证人员主要通行和检修工作能尽量远离辐射源。2辐射源项优化所有的放射性剂量都是与辐射源相关的，压水堆核电机组辐射源项包括：裂变产物造成的辐射，由裂变裂变中子，裂变以及裂变产物衰变释放的射线组成；活化产物辐射源项，由冷却剂固有活化产物、冷却剂杂质和添加剂核素活化产物以及腐蚀产物活化核素组成。然而在核电厂的运行工况中，裂变产物虽然有更强的辐射剂量率，但是被包容于燃料包壳内部，分布范围仅存在于堆芯。即使在大修阶段，卸料操作由自动化程度很高的装置完成，实际上不会引起人员集体剂量的增加。而活化产物却可以溶解于冷却剂中，随着冷却剂的流动，充斥整个一回路冷却剂系统，并逐步沉积在一回路系统管道内壁，分布范围广，成为集体辐射剂量的主要贡献者。对于压水堆机组而言，机组功率、燃料包壳完整性、设备材料、机组运行状况，都会对堆辐射源项产生影响。2.1设备材料控制6Co、58 Co 和110 mAg是压水堆核电厂一回路主要的放射性核素，而目前在运的“华龙一号”同样也存在这些问题。这些放射性核素基本上由一回路设备材质中的某种核素活化产生，包括钻、镍、银等其他易活化核素。因此控制一回路设备及辅助系统设备中的材料成分，可以有效降低“华龙一号”运行期间的辐射源数量和辐照强度。2.1.1控制设备材料中的钻含量为了提高核电厂的安全性并降低辐射剂量率，需要控制设备材料中的钻含量。尽管钻基合金（Stellite合金）具有质地坚硬的特性，并且可以用于制造一回路及辅助系统中需要较高硬度的管线、设备和阀门等结构，阀门密封转动部件对于钻基合金的应用最为典型，但它也产生6 Co，经EPRI估算后1gCo的放射性活度相当于15枚7 0 Ci的射线探伤源。这会增加辐照强度和集体剂量。为此应对钻基合金材料的使用进行全面控制。首先，针对性能需求，部分设备结构必须使用钻基合金。为了降低风险，需要对设备进行筛选，识别哪些设备可以不使用钴基材料。此外，其他设备、管道材料中的钻杂质也需要进行控制以确保钻的含量保持较低水平。国内某核电厂VVER机组已经成功使用铁基合金（AntinitDUR300）替代钻基合金作为阀门的密封面材料，而且没有出现性能上的偏差。受目前国内厂商技术限制，以及国产化率的要求，“华龙一号”依旧无法应用铁基合金作为密封面材料。如果后续能够通过研究，研制合格的铁基合金材料（AntinitDUR300），在“华龙一号”机组替代钻基合金，有效减少一回路放射性腐蚀产物的量，从而降低集体剂量率2.1.2控制设备材料中的镍含量国内压水堆核电厂中，蒸汽发生器采用镍基合金（Incoloy690）制造传热管，该材料中镍含量约占6 0%。但是58 Ni元素吸收中子后会生726中国核电第16 卷第5期2023年10 月POWER成58 Co，成为放射源。而使用Incoloy800合金则可降低辐照强度和集体剂量。这一点已经在采用Incoloy800作为蒸发器U形管的反应堆中得到了验证，因为相比于In-coloy690.Incoloy800材料中的Ni和Cr含量都要低得多，停堆时一回路的辐照强度能够有效降低，据统计大约可以下降约2 6%。虽然Incoloy690是最理想的蒸汽发生器传热管材料之一，也是目前“华龙一号”机组的蒸汽发生器传热管的制造材料，但是如果可以证明Incoloy800能够应用于制造“华龙一号”机组的蒸汽发生器传热管，那么其将成为替代Incoloy690的可行选择，从而更好地保护人员在核电厂工作过程中的健康与安全。2.1.3控制材料中的银含量在压水堆核电厂中，天然银中的10 9Ag元素，吸收热中子后会经（n，）反应生成放射性同位素110 mAg。一回路设备中的含银控制棒、Helicoflex垫片、焊材中的10 9Ag活化是110 mAg污染的主要来源。为了减少一回路中的110 mAg，可以采取以下措施：第一，使用其他材质的垫片替代含银垫片，例如石墨垫片；第二，尽量避免在一回路和相关系统的设备焊接时使用含银焊材；第三，对于AIC控制棒的设计可以进行改进，例如法国的130 0 MW机组控制棒采用了B,C作为吸收材料，同时降低了控制棒AIC吸收材料中银的含量。此外，还可以采用表面离子渗氮工艺提高包壳的抗腐蚀能力等措施。对于“华龙一号”机组而言，这些措施均能有效减少一回路相关系统中的含银量，从而减少放射源的产生，降低机组集体剂量的产生2.1.4控制设备材料中的锑含量在压水堆核电厂中，锑元素（包括12 2 Sb和12 4Sb）对辐射源项也产生一定的影响。主要来源于泵轴承、二次中子源。目前仍旧采用锑的原因是其可以增加耐磨度，而水导轴承由于水膜的保护作用并不需要过多地考虑耐磨度，可以考虑将“华龙一号”机组一回路系统某些含锑的水导轴承更换成无锑的水导轴承，减少放射性产物数量，从而降低机组放射性集体剂量。2.2一回路增加注锌系统2.2.1注锌的基本原理20世纪8 0 年代，人们发现使用黄铜冷凝管的沸水堆BWR堆外辐射场较低。研究表明，这是因为黄铜中的锌被选择性腐蚀，进人给水中，形成了“天然锌”，可以抑制6 Co的形成，从而降低了堆外辐射场。随后，美国通用电气公司的研究人员发现，在冷却剂中添加锌离子，可以与晶体内的58Co/6Co竞争腐蚀沉积层中的电子空穴，从而将管道表面腐蚀沉积层中的Co等置换出来，并抑制58 Co/Co在燃料和一回路材料表面的沉积。这些留存在冷却剂中的Co会通过净化系统除去，从而减少58 Co/6Co在一回路材料内表面的沉积，降低辐射水平2.2.2主系统注锌应用现状目前，美国和欧洲的许多压水堆核电厂都在使用锌溶液冷却剂，一般注人（530）gkg-1的锌浓度。这不仅可以更有效地缓解敏感材料应力腐蚀开裂（PWSCC)，还能持续地降低停堆时的辐射水平。有些核电厂为了避免锌元素被活化成放射性的5Zn，使用了贫化锌（6 4Zn含量一般小于1%）替代天然锌（6 4Zn占到48.6%），这种方法比注人天然锌更为有效。美国西屋公司设计的两座压水堆电站，添加平均浓度为2 540 gkg-1的醋酸锌，平均剂量率下降了12%51国际范围内已有超过10 0 个核电机组采用了一回路系统注锌技术，但在国内却只有AP1000机组采用了该技术。目前已有M310型号机组提出了增加主系统注锌的计划，目前正处于核安全局审批阶段，预计将于2 0 2 3年10 月底完成。2.2.3注锌技术在王“华龙一号”中的应用分析在国际上，注锌技术是非常成熟的技术，已经大量应用，并取得了良好的反馈，因此即使目前国内没有普及使用注锌技术，在“华龙一号”机组的设计阶段仍需关注该技术的进展。即便在设计阶段未考虑使用注锌技术，也要为注锌系统留好接口和设备空间，后续主系统注锌技术在“华龙一号”机组中的应用计划一旦通过审批，就可以随时添加注锌系统。这样可以使未来变更改造的难度降低，并节约变更改造成本。注锌系统在“华龙一号”机组中的使用将对后续机组运营中的集体剂量率降低产生积极影响。3辐射热点部位冲洗在核电厂的一回路系统中，因流速发生变化的地方或水池底部易出现腐蚀活化产物积累或沉727核电研发NuclearPowerR&D淀。这些沉积物会导致周围区域产生极高的放射性剂量率。例如，某核电厂M310型机组的反应堆水池底部的疏水阀PTR601/602VB位于人员通道上，而阀门前易沉积大量腐蚀活化产物，导致该区域辐射剂量率极高（高达50 0 mSv/h）。又如国内某核电机组主泵间的主泵人孔边测温旁路2 RCP204VP与主管道弯头活化产物聚集（接触剂量约8.6 mSv/h），安注竖管处也存在热点（接触剂量约2.2 mSv/h），导致主泵间本底剂量高，主泵检修集体剂量高。因此要减少对腐蚀产物沉积的控制来减少辐射热点的形成，以降低放射性剂量率，从而降低工作人员的集体剂量。目前，国内有些核电厂已经采取了一些消除辐射热点的措施。秦二厂2 15、117 大修成功实施RCP215VP平衡管线、RPE135管线、构件池下游PTR大小头热点的动力冲洗，取得显著成效。秦二厂和方家山核电厂构件池下方疏水管线均采用了动力冲洗装置的盲板，解决了沉积热点的问题。这些方案都为其他核电厂提供了良好的参考。因此，在“华龙一号”机组设计阶段，应该通过理论分析和现有运行电厂的经验反馈来确定可能形成热点的部位，如RVD系统中的U形管等容易形成腐蚀产物沉积的部位，考虑优化管道及设备布置以减少腐蚀产物沉积点、增加热点清洗装置等方案，从而减少辐射热点数量及强度，进一步降低放射性集体剂量的风险。4滤芯升级4.1化容系统滤芯升级化容系统（R CV）过滤器用于拦截冷却剂中的悬浮物、腐蚀产物和裂变产物，从而控制一回路水质，降低一回路放射性剂量率。RCV001FI过滤器用于保护离子交换树脂不受污染和堵塞，对该过滤器的滤芯升级，可以有效降低进入离子交换树脂床的离子，降低树脂堵塞失效风险，从而减少树脂更换频率1。更换RCV001FI过滤器的滤芯产生的放射性废物量远远低于更换树脂所产生的废物量。主泵轴封水由RCV提供，轴封水经过RCV002FI/RCV003FI过滤器除去杂质后，进人主泵1号轴封。升级RCV002FI/RCV003FI过滤器滤芯可以改善轴封水水质，降低主泵故障检修频率，减少放射性废物的产生，从而降低放射性集体剂量。目前，滤芯升级方案已应用于国外核电厂美国已将所有与一回路相关的过滤器孔径减小到0.1m。在国内，某核电厂M310机型的下泄过滤器RCV001FI滤芯已由5m更新为1m。同时，某核电厂的M310机型在运行期间更换了RCV001FI滤芯，并更新至0.1m，效果良好。某核电厂5号机组升级至国产南京西西埃的0.1m滤芯后，在满功率状态下经过更换2 个滤芯后，一回路水质得到很大改善，过滤器压差能保持稳定。其余机组升级后也未出现频繁更换情况。目前，方家山核电厂计划在2 0 2 3年5月底完成RCV001FI使用0.1m滤芯的试运行。鉴于滤芯升级方案对于降低放射性集体剂量率产生的积极效果以及已采用该方案机组的良好反馈，建议在“华龙一号”机组的设计阶段就将RCV001/003/004FI过滤器的滤芯孔径升级至0.1 m。4.2RFT系统过滤器滤芯升级反应堆换料水池和乏燃料水池冷却和处理系统（RFT）的净化功能可以采用过滤和除盐的方法去除水中的腐蚀产物、裂变产物及水中的悬浮物，净化乏燃料水池、反应堆换料水池和内置换料水箱，以保持良好的能见度和降低放射性水平。根据相关研究表明：滤芯孔径越小，对放射性和不溶物的去除效果越好。将RFT001FI/RFT003FI/RFT004FI升级，能提升乏池和堆池的水质，降低乏池放射性。近年来，电厂一直在持续进行优化工作。已经通过变更改造将一回路相关系统滤芯的孔径从设计时的5m陆续降低至0.45m，以期在降低电厂源项、水化学控制和辐射剂量方面取得更好的效果。目前，商运中的“华龙一号”机组RFT001FI及RFT003/004F过滤器滤芯的孔径为5m。对于新的“华龙一号”机组，为了降低放射性集体剂量，在设计阶段将RFT001FI/RFT003/004FI以及ZBR、ZLT 系统过滤器滤芯的孔径由5m改变为0.45m甚至0.1m，对后续商运具有积极意义。5净化床树脂优化在核岛相关系统中，树脂的作用是通过离子交换除去冷却剂中的离子杂质。目前某核电厂运行中发现ZBR净化床对部分放射性的去除能力不强，导致中间贮槽废水放射性偏高。通过分析得出，引起放射性升高的主要核素为110 mAg、58 Co728R中国核电第16 卷第5期2 0 2 3 年10 月和Co等，其根本原因是ZBR净化床对非离子态的放射性核素去除效率低。对此，某核电厂已经提出了优化技术方案：1）ZBR 阳床（0 0 1/0 0 2 DE）采用大孔型阴树脂IRN9766+IRN97阳树脂（装填比2：8）的双层填装方式替换原设计的单一IRN97树脂；2）ZBR 混床（0 0 3/0 0 4DE）由凝胶型混床树脂IRN160替换成IRN9882大孔型混床树脂；3）单台床树脂的填装量由150 0 L降低到1 000 L;4）优化树脂更换周期，按4C（6 年左右）执行。该方案已经在某核电厂1号机组中实施，并取得了良好的反馈。机组采用方案后，ZBR系统对110 mAg等核素的去除效率明显提升，而且每个更换周期可以减少放射性固体废物3.0 m左右，有效降低了放射性集体剂量。在机组设计阶段，确定ZBR净化床采用新型树脂，对于降低放射性剂量率有积极作用。除此之外，也可以考虑在RCV化容系统净化床应用新型树脂。6厂房布置优化从事放射性工作的工作人员必须尽可能远离放射源，并提高工作效率减少照射时间。根据国内某商运“华龙一号”的经验反馈，其R343房间RCV021RF安全阀WCC317VN安装在RCV021RF靠墙夹缝处，人员无法到达，且许多螺栓还被管道遮挡，难以操作。在低效的维修工作中，将导致大量的集体剂量。因此，设计阶段将阀门位置进行调整，安装至较宽的地方，提升维修便利性是很有必要的。另外，目前国内某核电厂正在进行较高辐射区电话机移位改进工作，已经完成核辅助厂房的电话机移位改进，核岛厂房剩余9台计划在下个循环大修实施。因此在设计阶段制定设备布置方案时，必须考虑厂房内系统和设备的检查、维修需求及人员居留需求，进行适当的系统调整和屏蔽体设置，使得人员主要的通行和检修区域的辐射水平尽可能低。7结束语降低集体剂量是一个需要核电业主持续关注的问题。通过收集运行电厂的运行经验，比较类似电厂的类似工艺及相同操作项，找出良好实践，加以总结，在设计中予以实现。“华龙一号”机组在设计阶段应从以下几个方面采取具体改进措施：1）控制“华龙一号”一回路系统管道及设备的材料中易发生活化核素的含量，减少放射性源的产生。2）分析易形成热点的部位，通过改进“华龙一号”管道布置等措施防止热点的生成，并对无法避免的热点部位加装冲洗装置。3）在“华龙一号”机组核岛辅助厂房预留注锌系统布置空间，以及预留注锌系统接口。4）对“华龙一号”一回路相关系统的过滤器滤芯以及离子交换树脂进行升级，提升对放射性废物的净化能力。5）进行“华龙一号”厂房设备布置设计时，必须考虑厂房内系统和设备的检查、维修需求及人员居留需求，使人员所受剂量尽可能低。参考文献：1蒋磊，王昭，罗劲松.某核电厂放射性固体废物处理最小化实践J.辐射防护通讯，2 0 2 0，40（2）：35-39.2岳会国，刘森林，马吉增.核电厂实施辐射防护最优化设计中腐蚀产物源项降低的探讨.中国辐射卫生，2009,18(04):387-390.3朱元理，张志强，马来山。压水堆核电站集体剂量控制策略J.辐射防护通讯，2 0 2 2，42（0 2）：1-8.4任杰，王连生，张雪辉.秦山三期核电站核级过滤器滤芯升级研究J.景德镇学院学报，2 0 2 1，36（0 6）：2 2-2 6.5范柄辰.压水堆核电站一回路主要活化腐蚀产物及水化学控制措施J.中国核电，2 0 2 0，13（0 3）：356-36 2+370.6 中华人民共和国国家标准.电离辐射防护与辐射源安全基本标准：GB188712002S.