核电站辐射源项控制

核电站的辐射源项控制一、压水堆核电站的辐射源项一般情况下，压水堆核电站80%以上的剂量来自换料大修（表12.3-1为历年来电站大修剂量与年剂量的比较）。一方面，大修剂量与检修的工作量、设备的辐射水平、工期以及参与大修的人数有关，大修期间核岛设备检修项目集中，检修人员受照剂量构成了年剂量的主要部分。另一方面，从辐射防护的角度看，在正常运行条件下中子、16N和裂变产物所产生的照射剂量份额不足10%，主要是机组功率运行时工作人员进入反应堆厂房内处理异常工况所受到的照射，这部分剂量与机组核岛设备的状态密切相关；其余90%左右的剂量是来自腐蚀活化产物，大部分产生在机组换料大修。在这部分剂量中放射性核素和58Co的贡献占八成左右，主要与机组一回路及相关系统和设备的材料有关。1.1中子和裂变产物维持反应堆正常运行，就离不开中子的存在。尽管在工程设计上对中子已采取了足够的屏蔽，在核电站正常运行期间，它仍是对工作人员辐射照射的不可忽视的来源。在反应堆厂房内，除外环廊的中子辐射水平极低外，其余区域和房间的中子辐射强度与距反应堆堆芯的距离呈反比，与反应堆功率呈正比。裂变产物对人员的危害相对较小，一方面它们绝大部分被包容在燃料组件内，仅有部分惰性气体、氚和碘进入一回路冷却剂，而且从一回路泄漏并进入反应堆厂房的这类放射性气体和挥发物非常有限，加之机组运行期间工作人员进入反应堆厂房的次数和滞留时间都很有限，因此，它们对人员的影响可以忽略不计；二是停堆后，大部分裂变产物因其寿命短而很快衰变掉，剩余部分的绝大多数在一回路打开之前经相关控制系统和设备送至废物处理系统，极少的一部分经稀释后排入环境。当燃料组件有破损时，进入一回路中的裂变产物会明显增加。根据核电站的运行规程，当燃料破损并使一回路中的惰性气体和碘的比活度达到一定量时，必须将机组运行状态后撤乃至停堆，这样也就限制了它们对工作人员和环境的影响。进入一回路的一些裂变产物，如137Cs和134Cs等很容易被专设的净化装置去除掉，因此，它们对工作人员的影响也是微不足道的。1.2腐蚀活化产物压水堆机组的建造材料大都具有良好的耐腐蚀性能，但由于一回路冷却剂对材料的浸润表面非常大，即使腐蚀速率很低，腐蚀产物的总量仍然相当可观。根据美国西屋公司对不锈钢和因科镍（Inconel）—600等材料的实验结果进行的推算，一个功率为100万千瓦的压水堆机组，在投产后第一个运行周期一回路腐蚀产物的累积释放量为50~70Kg，以后每年约在30~50Kg左右。如此大量的腐蚀产物一旦经堆芯中子辐照将变为活化了的腐蚀产物，其比活度正比于在堆芯的驻留时间。1克60Co的放射性活度可达42TBq，控制建造材料中钴的杂质含量，特别是减少司特立合金的使用量对降低（尤以60Co为主的）辐射水平尤为关键。压水堆核电站大量采用镍基合金材料，腐蚀产物中绝大部分是铁和镍。一般来说58Co的产量为最高，但其半衰期只有71天，很快就可达到产衰平衡，加上净化系统的在线运行，在压水堆各系统和设备上积累的量有限，对辐射场的贡献不及60Co，特别是不易在设备上形成有累积效应的辐射“热点”。因部分设备建造材料上的差异，各核电站之间腐蚀活化产物的放射性核素组成也不尽相同。德国在20世纪90年代前生产的主泵，其轴承中使用了金属锑。结果，凡是采用了这类主泵的核电站都会遇到大量的122Sb和124Sb问题。停堆过程中，它们在一回路中的比活度比58Co要高得多。作为一种新型的控制棒材料，铟-银-镉已被大多数压水堆核电站所采用。其中的109Ag经活化就成为放射性的110mAg，一旦控制棒因制造和运行质量上的问题而产生破损，它就会进入一回路冷却剂并到达所有与冷却剂相接触的管道和设备的内壁。由于其半衰期较长和高辐射强度，110mAg在一些电站已经成为职业照射的重要源项。二、

辐射源项控制的一般方法2.1中子和裂变产物的控制中子和裂变产物是反应堆维持正常运行的直接和必然的产物，其产额与堆的运行功率成正比。但只要屏蔽设计和设备的布局合理，就可避免或最大限度地减少对工作人员的照射。一旦停堆，中子的辐射风险就几乎不存在了。控制裂变产物的最好办法是保持各道屏障的完整性，特别是燃料包壳。这样可以基本上将其限制在燃料组件内，只有部分氚及易挥发和不溶于水的少量裂变产物，如碘和惰性气体能够进入冷却剂。这部分放射性物质在一回路内对人员的外照射风险可以忽略不计，仅有少量会从密封不严的设备泄出，成为人员内照射的潜在污染源。2.2腐蚀活化产物的控制1.减少材料中的钴杂质核素60Co是核电站最重要的辐射源项之一，因此，对它的控制越来越受到人们，特别是核电站的辐射防护运行和设计人员的重视。对于早期的核电站，钴基合金如司特立当时被认为是最合适的耐磨损材料而被大量采用。据统计，到1989年底，美国轻水堆核电站累积的职业照射为6642人.Sv，约有5154人.Sv的剂量可能来自于60Co，这其中约4640人.Sv（占90%）的剂量是由于使用了钴基合金而产生的。人们在选择钴基合金时还忽略了一点，就是钴基合金尽管耐磨损性较好，但它在堆内的腐蚀和损失率却比不锈钢和镍基合金大得多。在总结以往经验的基础上，核电站设计和生产厂家都已十分重视减少钴基合金的使用，包括控制一般建造材料中钴杂质的含量。也有些电站通过减少使用钴基合金材料来降低辐射水平。2.改善一回路的介质环境在一定的介质环境下，当冷却剂中腐蚀产物浓度未达到平衡时，设备内表面的外层氧化膜将不断溶解，并随冷却剂转移到堆芯内外的设备表面。一旦冷却剂的pH值或温度发生了变化，并使腐蚀产物浓度超过该条件下的平衡值，已溶解或呈离子态的腐蚀产物就会变成悬浮粒子沉积在金属表面，或继续随冷却剂流动。反之，沉积的腐蚀产物由于平衡浓度被破坏又可被重新溶解并进入冷却剂，直到建立新的溶解—沉积平衡。铁、镍和锰等金属是一回路结构材料的主要成分。因此，腐蚀产物也主要由它们组成。当溶液呈酸性、中性或弱碱性时，腐蚀产物的溶解度随温度增加而减少，即负温度溶解度。压水堆机组一回路的pH值多选择在6.9~7.4（300oC）范围内，冷却剂呈中性或弱碱性，在此环境下，堆芯内沉积的腐蚀产物不易迁移到堆外的设备上，这对保持这些设备的“清洁”和低辐射水平是有利的。3.提高一回路的净化能力压水堆的化学与容积控制系统（RCV）是一回路源项控制的重要工具。由于受该系统除盐床的温度限制，冷却剂的下泄流量不能随意上调，也就使其对一回路的净化效率十分有限。从减少辐射源项的角度讲，有两个措施能提高其净化能力，一是加大RCV系统的下泄流量，二是减小其前置过滤器的孔径。对于已投产运行的机组，不大可能做增加下泄流量改造的大手术。但可通过对一部分设备的改动和修改现行的运行规程增加下泄流量。下泄流量增大后，一是可以缩短大修时对一回路冷却剂的净化时间，这对提高电站的经济效益是直接有关的；二是在单位时间内降低了腐蚀活化产物对一回路的沾污风险。大亚湾核电站在其第五、六运行周期中实施了增加大修停堆后机组下泄流量的设备改造，结果其实际值从近10m3/小时增加到20m3/小时之多，在满足放化控制标准的前提下大大缩短了氧化运行后的净化时间，同时也减小了设备内表面被再污染的风险。4.去污在检修前对设备或部件进行去污可降低其剂量率，从而减少对人员外照射的风险，另一方面也可减小人员体表和体内的沾污几率，这一技术早已为核工业广泛采用。相对来讲核电站对系统（一个或若干个）或无法拆除的大型设备进行去污是较困难的，一是需要专门的设备和去污剂；二是要耗费一定的时间，而时间对商业核电站来讲是十分宝贵的。为了核电站的长期安全运行和保障工作人员的辐射安全，不少核电站已经进行了许多有益的尝试，相当一些去污技术也已经成熟并列为电站检修活动的内容之一。对沸水堆核电站的去污，在技术和实际操作上相对容易得多，特别是全系统的去污也已不再是新鲜事。但对压水堆来讲，尽管对一些大型设备如蒸汽发生器和主泵都进行过去污，但一回路全系统的去污还较为困难，主要是担心对设备的影响。1995年，美国印第安角2号机组进行了首次全范围去污，取得了显著的效果。从一回路内表面层共去除了约16TBq的腐蚀活化产物，55个对比辐射测量点的数据表明整体的辐射水平平均下降了87%。据估计，由此可在今后的10年中减少30人.Sv的照射剂量。大亚湾核电站在1998年对两个机组的3台上充泵进行了检修。泵在被解体检修前，利用外加去污装置和去污剂对泵内各部件的表面进行循环去污，也收到了较好的效果，去除了约20GBq的腐蚀活化产物的放射性，部件的表面接触剂量率分别下降了10~90%，有效控制了人员的辐射照射和体表沾污。2.3停堆时腐蚀活化产物的控制2.3.1停堆过程中腐蚀活化产物的释放与氧化运行机组在正常运行时（温度300℃，pH=6.9）腐蚀产物的释放率基本上是恒定的，而且数值也较小。停堆过程中，一回路的温度从300℃逐步下降至40℃，pH从6.9降至4~5。在这一过程中腐蚀（活化）产物的释放量会有一个大幅度的增加，如果不能很好地进行控制，很难在短时间内将一回路冷却剂的比活度降至控制标准以下，而且腐蚀产物过饱和的溶解度也会增加设备的沾污风险。为有效地减少停堆后腐蚀活化产物在一回路设备内表面上的再沉积，应尽快降低或阻止它们的溶解释放率，然后利用RCV的净化回路尽可能多地将其去除。压水堆核电站已广泛采用了氧化运行工艺技术，其方法是在一回路冷却剂降温过程中，向一回路内注入一定量的氧化剂，使其能够在设备内表面上形成新的氧（钝）化膜，它可以完全停止或在很大程度上减缓腐蚀活化产物进一步地溶解与释放，再通过净化回路高效地去除冷却剂中剩余的腐蚀活化产物，为后继的控制反应堆卸料和设备检修人员的照射剂量创造了条件。由于氧化后腐蚀活化产物不再继续溶解和释放，与氧化前相比，大大提高了对冷却剂的净化效果，从冷却剂比活度的变化趋势上看有一个十分明显的下降过程，有效地降低了堆外设备被沾污的风险。大亚湾核电站在大修中采用了这种工艺技术，有效地降低了腐蚀产物的比活度。2.3.2冷却剂的控制标准与辐射防护最优化前一节提到氧化后冷却剂放射性比活度在化学和容积控制系统的净化作用下而逐渐降低，但到一定量时必须考虑后继大修的其他活动，于是就有一个优化冷却剂比活度的问题。大亚湾核电站的停堆过程冷却剂放化控制程序是参考法国核电站的实践制定的，并在自身经验的基础上修订成为指导电站停堆时冷却剂的放化控制标准。该标准设定的依据是在反应堆换料水池充满水后，水池表面1米高处的辐射剂量率不大于50μSv/h，而且认为辐射的贡献全部来自放射性核素58Co。考虑到一回路和换料水池间的体积之比并且假定换料用储备水是“清洁”的，则充满水后水中58Co的比活度不应超过300MBq/t。如果一回路冷却剂放射性比活度在50GBq/t时停运主泵，到换料水池充水之前还需要有25倍的净化能力，这一点要依靠RCV和堆芯余热导出系统（RRA）之间的连接和在线运行来实现。只要这两个系统运转正常，尽管这时对一回路冷却剂的净化不均匀，但实现25倍的净化要求还是容易达到的。然而，一方面冷却剂中的放射性核素并不止58Co一种，有些核素的辐射强度还远比58Co为高；另一方面有些电站还存在一些特有的放射性核素，它们不像58Co那样被容易地去除，如大亚湾核电站时常遇到的110mAg，在这种情况下如还按现有的放化控制标准执行势必不会得到预期的结果。大亚湾核电站第四次大修时，从停堆后的氧化到实现现行的控制标准（58Co=50GBq/t），一号机组和二号机组分用了10.6和6.5个小时。考虑到对110mAg的净化，两个机组又分别将净化时间延长了8和10.5小时，到停主泵时，58Co的比活度已分别降至28.8和21.2GBq/t。若按控制标准推算，充水后水池表面的剂量率不应超过30μSv/h。由于有110mAg的存在，尽管在停主泵时两机组冷却剂中110mAg的比活度分别仅为1.9和5.7GBq/t，是58Co的6.6%和27%，但在水池充水后水表面的剂量率却分别是60和110μSv/h。经取样分析水池充水后水中110mAg的比活度分别是59.4和224MBq/t，而这时58Co的比活度为36和78MGq/t。水池表面的辐射场一方面直接影响换料人员和部分设备检修人员的照射剂量，另一方面对堆内构件在役检查和实施特殊检修的人员来讲，其辐射影响也是很重要的。此外，水中的高比活度对今后的废液处理和环境的影响都不无关系。为修正现行控制标准的偏差，大亚湾核电站成立了辐射源项控制小组。在大修期间，一旦出现特殊的辐射源项问题，除了参考现行的控制标准，还由该小组根据具体情况向大修指挥部提交处理建议，以求在大修进度和辐射安全间寻求最佳的解决方案。在二号机组第五次大修时，氧化后冷却剂中110mAg的峰值较高，按事先留给净化的时间窗口计算，停主泵时该核素的放射性比活度肯定达不到预定的辐射场控制要求。于是，源项小组及时向大修指挥部报告并建议将净化时间再延长至少12个小时。经审慎的考虑与讨论后，大修指挥部采纳了这个建议，使最后的总净化时间调整到36小时。最后达到了反应堆换料水池充水后水中110mAg的放射性比活度和水表面剂量率的较低水平。结果，换料人员的受照剂量明显低于该机组的第四次大修。2.4气载放射性的控制2.4.1来源核电站的气载放射性主要来自燃料组件内的裂变产物。产量大且易于进入一回路冷却剂的有碘、惰性气体和氚。当燃料包壳有破损时，这些放射性物质进入一回路的量会有更大幅度地增加，这时137Cs和134Cs这类挥发性较强的放射性核素也会明显出现。平时，它们存在于整个一回路和RCV系统内，比活度处于相对较稳定的状态。由于不溶解和挥发性，稳压器和RCV容积控制箱汽腔内的气载放射性浓度可能会比液相中的略高。大修停堆时这类气载放射性因其来源的消失和部分短寿命核素的衰减而大量减少，但由于其总量巨大和大修工期的限制，必须人为地尽快将它们予以去除。2.4.2控制通常在停堆前一段时间依据气载放射性在冷却剂中的比活度来决定是否将稳压器汽腔与硼回收处理系统（TEP）的前储存箱相连接，再将不可溶的放射性气体引到废气回收和处理系统（TEG）。这种方法见效快，但不宜长时间运行，一般仅用于燃料包壳破损并造成一回路中的气载放射性超标时。停堆后，首先需将一回路中的氢气用氮气置换掉，被去除的氢气中会含有与一回路冷却剂中比活度相近的气载放射性，这部分气体随后也被引送到电站的废气回收和处理系统。一回路氧化后，剩余的气载放射性在RCV容控箱内被引入的压缩空气稀释后从烟囱排放释入环境。一回路进入维修冷停堆前，为降低反应堆压力容器上部残余的气载放射性，通过压力容器上的充水排气管线将它们引送到排放烟囱。值得一提的是稳压器汽腔中的放射性气体在开人孔前是无处可去的，为去除这部分废气，在人孔打开后须用配有高效过滤器和碘捕集器的风机将它们抽出并过滤，然后再通过反应堆厂房的通风系统把主要是隋性气体的废气导送出厂房。蒸汽发生器的倒“U”型管上部也可能会残留一部分放射性气体，在一次侧人孔打开之前，应在反应堆厂房的蒸汽发生器水室间搭建带有负压的临时工作间，负压的建立依靠配有过滤器的抽风机，使排出并进入厂房的气体不含放射性气溶胶。为避免排入厂房的惰性气体对工作人员的影响，有时在临时负压工作间的气体出口处安置了永久的排风管，并通过厂房通风系统送至烟囱排放。电站大修期间，要尽可能地维持反应堆厂房通风系统的在线运行，这样即便有些残余的气载放射性从各设备泄出并进入厂房也不会对工作人员造成明显的影响。曾有国外核电机组大修时从打开稳压器人孔和反应堆压力容器开始，一直到卸料，其间反应堆厂房的通风因试验、检修而停运，加上冷却剂中碘放射性超标，结果导致70余人131I体内沾污，十余人的摄入量超过年摄入量限值的1%。机组在运行期间，反应堆厂房内的气载放射性除惰性气体外，还可测出浓度极低的氚和天然氡的放射性。在这期间因进入厂房的人员极为有限，因此对工作人员的影响可以忽略不计。大修期间，在反应堆厂房的通风系统投运之前，厂房内的气载放射性基本上与机组运行时相当。这期间会有一部分人员进入厂房进行不同的检修和准备活动，但这段时间较短且涉及的人数不多。据估算，整个大修期间由氚和氡造成的工作人员的内照射剂量均不会超过5人.mSv。作为辐射防护最优化的重要内容，核电站必须注意吸取外部成熟的技术和方法，同时结合本电站的具体情况找出真正的和关键的源项核素，只有这样才能抓住矛盾的主要方面并采取有效的对策。2.5电站放射源的管理核电站在生产过程中会产生大量的放射性物质，其中的一部分最后以气、液、固体形态分类处理。除此之外，根据生产和质量控制的需要，电站还需使用一定数量的放射源，如射线探伤用γ放射源和检定放射性测量仪器的标准源等，本节内容主要涉及此类放射源的管理。尽管在核电站这类放射源的数量有限且其绝大部分的活度很低，对电站工作人员的危害相对较小，可是一旦失控、散失，就可能对环境和社会带来不利影响，也会使电站的形象受到损害。大亚湾核电站自投产开始，就建立了完整的辐射防护管理体系，其中包括放射源的管理。首先，编写并认真贯彻执行了专门的管理程序，程序规定辐射防护科是电站放射源管理的归口单位。其次，根据电站的用户情况建立了若干个放射源库，每个源库由用户单位指定一名管理员专人负责；依据电站放射源管理程序，要求各源库编写相应的技术规程；对于各用户不易保存的放射源和电站承包商的射线探伤用源均存放在由辐射防护科直接管理的放射源库内。三是各源库建立明细帐，辐射防护科建总帐；各用户单位从申请买源时起，辐射防护科就开始进行跟踪；待放射源到厂时，经电站保卫部门通知辐射防护科查验并录入相关源库的明细帐和电站总帐。电站放射源管理程序要求各源库须自我定期盘点，辐射防护科每年两次对各源库进行全面盘点检查，对放射源使用和保管的状态进分析和评价，发现的问题须限期整改。除此之外，公司质保部定期对电站放射源管理进行审计和评估，并将结果发给各用户单位和电站经理。这种多重检查的好处在于避免管理上的自满和片面，就像电站核安全的纵深防御，增加了放射源管理的可靠性。当放射源在使用过程中消耗或活度不能满足工作需要时，须按电站放射源管理程序规定进行报废。对于标准液体或气体放射源，当放射源用完后，将其容器作为固体放射性物品并按固体废物进行处理，最终存放在放射性废物处置场。对于射线探伤源，这类源的寿命较短，当源强不能满足要求时则应更新。更新的方法是将源和探伤机一同交给供货商，供货商取出旧源后再装入新源。取出的旧源由供货商负责处理。对电站来讲，虽然源的数目未变，但已经历了一次放射源的报废和采购过程。根据IAEA对大亚湾核电站进行运行安全评审（OSART）时提出的改进建议，在电站放射源管理程序中专门增加了对标准放射性面源定期进行完好性检查的内容，其目的在于保持放射源的准确性和防止放射性物质的扩散。大部分火警探测器内部配有一活度很低的放射源，目前国家还没有处置这类放射源的规定和要求。根据国外一些核电站的做法，大亚湾核电站也将其纳入放射源管理的范围之内。电站维修火警探测器的单位指定专人管理，每次电站放射源盘点和检查也包括这类放射源，确保进、出库帐目清楚，总数不少。2.6射线探伤管理射线探伤是用放射性射线来检测设备或材料有无缺陷。常用的射线源有x和γ射线源机，前者实质上是一台x射线发生器，当它未处于工作状态时不会发射出x射线，在存贮时可与一般无放射性的设备一样。后者则就是一个活度很高的放射源，存贮要求与前一节提及的标准放射源一样。无论是哪一种射线探伤机，在工作时辐射风险都是相同的。这类辐射源的特点在于活度高或产生的辐射场