鄭杰民

（大亞灣核電運營管理有限責(zé)任公司，廣東 深圳 518031）

設(shè)備冷卻水系統(tǒng)放射性異常的響應(yīng)分析

鄭杰民

（大亞灣核電運營管理有限責(zé)任公司，廣東 深圳 518031）

對于具有中間冷卻系統(tǒng)的核電廠，當(dāng)發(fā)生熱交換器破損導(dǎo)致冷卻劑泄漏時，需要及時判明放射性升高原因，采取有效措施控制和消除故障。文章通過回顧大亞灣核電站D2REN002RF熱交換器泄漏和D1REN004RF傳熱管泄漏兩次設(shè)備冷卻水核島熱交換器泄漏的處理過程，分析具體故障原因和相應(yīng)故障現(xiàn)象，并依據(jù)設(shè)備冷卻水系統(tǒng)放射性的監(jiān)測及行動要求，可歸納總結(jié)出設(shè)備冷卻水系統(tǒng)放射性異常時的通用響應(yīng)措施，并在故障原因確認(rèn)和機(jī)組狀態(tài)控制以及各階段行動方面給出具體建議步驟，在其他具有中間冷卻系統(tǒng)的核電站再次發(fā)生此類事件時可據(jù)此快速查找及隔離故障熱交換器，以控制故障發(fā)展，減小熱交換器泄漏事件后果。

設(shè)備冷卻水；熱交換器；泄漏；放射性

安全導(dǎo)則HAF0213《核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)》規(guī)定中間冷卻系統(tǒng)的安全功能是：1）將熱量從“冷卻劑系統(tǒng)”或其他安全重要熱源傳輸?shù)阶罱K熱阱；2）對放射性彌散或?qū)瘜W(xué)污染物進(jìn)入冷卻劑起屏障作用。大亞灣核電站的設(shè)備冷卻水系統(tǒng)安全功能同導(dǎo)則中的中間冷卻系統(tǒng)[1]。

設(shè)備冷卻水系統(tǒng)（RRI）主要安全功能是：1）與重要廠用水系統(tǒng)（SEC）共同把熱量從重要的安全有關(guān)的構(gòu)筑物、系統(tǒng)和設(shè)備傳遞到最終熱阱——海水。在正常運行工況和事故工況下，傳遞這些構(gòu)筑物、系統(tǒng)和設(shè)備的總熱負(fù)荷。2）在核島熱交換器和海水之間形成屏障，防止放射性流體不可控制的釋放到海水中；從有害輻射防護(hù)學(xué)觀點，在被冷卻的熱交換器（被污染的或可能被污染的）萬一泄漏時，設(shè)備冷卻水系統(tǒng)防止放射性流體不可控制的釋放到海水。大亞灣核電站設(shè)備冷卻水系統(tǒng)投運至今約20年，設(shè)備冷卻水系統(tǒng)冷卻的核島熱交換器不可避免地遭到?jīng)_刷、腐蝕、老化，發(fā)生泄漏的概率越來越大，2011年5月，大亞灣核電站1號機(jī)組D1REN071RF傳熱管出現(xiàn)泄漏，2011年10月，大亞灣核電站2號機(jī)組D2REN002RF傳熱管出現(xiàn)泄漏導(dǎo)致D2KRT005MA出現(xiàn)放射性高二級報警，2013年3月，大亞灣核電站1號機(jī)組D1REN004RF傳熱管出現(xiàn)泄漏導(dǎo)致D1KRT006MA放射性上漲。文章結(jié)合前幾次核島熱交換器泄漏的處理情況，總結(jié)出設(shè)備冷卻水系統(tǒng)放射性異常的響應(yīng)措施，以便再次發(fā)生此類事件時快速查找及隔離故障熱交換器、減小事件后果。

1 可能導(dǎo)致設(shè)備冷卻水系統(tǒng)放射性異常的熱交換器

被設(shè)備冷卻水系統(tǒng)（RRI）冷卻的系統(tǒng)如下：安全殼噴淋系統(tǒng)EAS001RF（EAS002RF）/ EAS001MO（EAS002MO）、電氣廠房冷凍水系統(tǒng)DEL001/003CS（DEL002/004CS）、上充泵房應(yīng)急通風(fēng)系統(tǒng)（DVH001/002RF）、安全注入系統(tǒng)RIS001/002MO、設(shè)備冷卻水系統(tǒng)RRI001/003MO（RRI002/004MO）、余熱排出系統(tǒng)RRA001RF（RRA002RF）/ RRA001MO（RRA002MO）、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)RCP001/002/003MO（PO）、穩(wěn)壓器卸壓箱RCP002BA、化學(xué)和容積控制系統(tǒng)RCV003RF主泵軸封回水熱交換器、非再生式熱交換器RCV002RF、過剩下泄熱交換器RCV021RF、控制棒驅(qū)動機(jī)構(gòu)風(fēng)冷系統(tǒng)RRM001/002/003/004RF、核島冷凍水系統(tǒng)DEG101/201/301CS、蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)APG001RF、核取樣系統(tǒng)REN熱交換器、反應(yīng)堆換料腔和乏燃料水池冷卻系統(tǒng)PTR001/002RF、熱洗衣房通風(fēng)系統(tǒng)DWL101/102CS、硼回收系統(tǒng)和廢液處理系統(tǒng)TEP和TEU冷卻器、廢氣處理系統(tǒng)TEG壓縮機(jī)冷卻器（TEG001/002RF）、輔助蒸汽分配系統(tǒng)用于KRT分析的冷卻器（SVA001RF）。

發(fā)生破損可能導(dǎo)致設(shè)備冷卻水系統(tǒng)放射性異常的熱交換器如下：安全殼噴淋系統(tǒng)EAS001RF（EAS002RF）、余熱排出系統(tǒng)RRA001RF（RRA002RF）、反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)RCP001/002/003PO、穩(wěn)壓器卸壓箱RCP002BA、化學(xué)和容積控制系統(tǒng)RCV003RF主泵軸封回水熱交換器、非再生式熱交換器RCV002RF、過剩下泄熱交換器RCV021RF、核取樣系統(tǒng)REN熱交換器、反應(yīng)堆換料腔和乏燃料水池冷卻系統(tǒng)PTR001/002RF、硼回收系統(tǒng)和廢液處理系統(tǒng)TEP和TEU冷卻器、廢氣處理系統(tǒng)TEG壓縮機(jī)冷卻器（TEG001/002RF）。

2 設(shè)備冷卻水系統(tǒng)放射性的監(jiān)測及要求

安全導(dǎo)則HAF0213《核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)》4.7.3節(jié)“設(shè)計要求”規(guī)定：對于中間冷卻系統(tǒng)的安全運行重要的過程參數(shù)諸如壓力、溫度、流量、冷卻劑液位、放射性水平和氯化物污染，必須提供適當(dāng)?shù)谋O(jiān)測措施[1]。大亞灣核電站設(shè)備冷卻水系統(tǒng)分為A、B列，分別安裝有固定輻射探測儀表KRT005/006MA連續(xù)測量放射性（總γ），用于監(jiān)測一回路向核島設(shè)備冷卻水系統(tǒng)RRI的泄漏，取樣點設(shè)在熱交換器下游，以便確定可能的泄漏點。另外還要求每月進(jìn)行一次手動取樣測量，以驗證KRT通道的準(zhǔn)確性，當(dāng)KRT在線測量通道不可用時，增加手動測量頻率為每周一次。KRT005/006MA測量通道與核安全有關(guān)，通過測量放射性參數(shù)連續(xù)監(jiān)視第二道屏障（一回路）的完整性以保護(hù)人員。在KRT機(jī)柜上實時顯示放射性測量數(shù)值，并且可調(diào)出放射性變化曲線，正常情況下設(shè)備冷卻水系統(tǒng)中無放射性，KRT005/006MA輻射測量通道顯示值為儀表的探測下限3 700 Bq/m3，當(dāng)一回路向設(shè)備冷卻水系統(tǒng)發(fā)生泄漏時，KRT通道中放射性測量值上漲，當(dāng)升高到0.1 MBq/m3時觸發(fā)放射性高一級報警，反應(yīng)堆操縱人員根據(jù)報警卡確認(rèn)信息，緊急通知保健物理處，保健物理處工作人員將通過KRT001AR上的RDU指示燈現(xiàn)場驗證故障通道，并將進(jìn)行附加的檢查和進(jìn)行任何必要的測量。反應(yīng)堆操縱人員還需通知核安全工程師，確證是否應(yīng)進(jìn)入應(yīng)急狀態(tài)。當(dāng)KRT通道中放射性測量值上漲到0.4 MBq/m3時觸發(fā)放射性高二級報警，反應(yīng)堆操縱員執(zhí)行規(guī)程進(jìn)行查漏、隔離泄漏的工作；當(dāng)放射性活度值超過4 MBq/m3時，必須匯報核安全局，現(xiàn)場隔離與一回路冷卻劑有關(guān)的REN核取樣系統(tǒng)熱交換器。大亞灣核電站運行技術(shù)規(guī)范對其有如下要求：RRI回路中KRT005/006MA檢測與一回路流體接觸的冷卻器中可能的泄漏，測量通道與其高通量自動動作必須可用，以便快速探測設(shè)備故障或可能導(dǎo)致放射性失控的排放的事故。如果一個RRI水的放射性測量通道不可用，則記第二組事件（KRT11），要求在7天內(nèi)完成檢修；如果兩個RRI水的放射性測量通道都不可用，也記第二組事件（KRT11），要求在3天內(nèi)完成檢修?；瘜W(xué)與放射化學(xué)技術(shù)規(guī)范規(guī)定如下：總γ比活度期望值小于0.04 MBq/t（KRT的檢測下限），限值小于0.1 MBq/t（KRT一級報警閾值），當(dāng)總γ比活度超過4 MBq/t時，必須向核安全局報告。取樣頻率為連續(xù)（KRT通道連續(xù)監(jiān)測）+1次/月（每月一次手動取樣測量，以驗證KRT通道的準(zhǔn)確性）+X（當(dāng)KRT在線測量通道不可用時，增加手動測量頻率為1次/周）。

3 兩次設(shè)備冷卻水系統(tǒng)放射性異常的響應(yīng)

3.1 D2REN002RF熱交換器泄漏

2011年10月9日09:48，主控出現(xiàn)D2KRT011/ 014AA（D2KRT001AR放射性強(qiáng)度第一級報警），現(xiàn)場檢查D2KRT005MA有ALRT報警，其劑量率為0.12 MBq/m3，超過一級報警定值且有上升趨勢（一級報警定值為0.1 MBq/m3）。主控跟蹤D2RRI001BA頭箱液位未見明顯變化。10:40左右觸發(fā)放射性強(qiáng)度二級報警D2KRT039AA（二級報警定值為0.4 MBq/m3），運行執(zhí)行I2RRI8故障處理程序。

D2KRT005MA放射性第一級報警出現(xiàn)后，工程改造人員/輻射防護(hù)人員檢查確認(rèn)探測設(shè)備運行正常，化學(xué)人員取樣分析確認(rèn)D2RRI A列冷卻水回路劑量率為0.18 MBq/m3（正常情況小于0.04 MBq/m3），多方面確認(rèn)D2RRI A列回路放射性有異常上升趨勢。

13:30，在隔離D2REN003/004/002RF后，D2KRT005MA劑量率開始緩慢下降，后續(xù)進(jìn)一步確認(rèn)D2REN002RF存在泄漏。

異常出現(xiàn)后，化學(xué)人員根據(jù)RRI回路氚含量變化，估計有約1 L/h左右的泄漏量，整個過程大約有5.7 L一回路水進(jìn)入RRI回路，說明本次泄漏量較??；D2RRI A列頭箱排氣口無放射性升高現(xiàn)象，D1/2KRT017MA顯示正常，D2SEC排水口未檢測到放射性。表明此次事件中沒有出現(xiàn)放射性物質(zhì)意外排放的情況。

后續(xù)通過取樣分析，以及對D2KRT005MA劑量率變化趨勢的跟蹤，D2RRI A列回路的放射性水平呈逐漸下降趨勢。D2KRT005MA劑量率變化趨勢如圖1所示。

化學(xué)人員取樣經(jīng)γ譜分析：其中133Xe為0.33 MBq/m3，135Xe為0.018 MBq/m3，氚分析結(jié)果為0.20 MBq/m3，其他核素均低于儀器檢出限，表明D2RRI A列的放射性核素主要為Xe等半衰期比較短的放射性核素（133Xe半衰期5天左右）。10月11日,D2RRI A列回路放射性水平已下降至化學(xué)和放射化學(xué)規(guī)范期望值以下，倒至B列運行后，D2KRT006MA劑量率仍在探測限以下。10月13日，啟動RRI A列水泵，D2KRT005MA劑量率也下降到探測限以下。

確認(rèn)D2REN002RF泄漏后，將硼表切換到三環(huán)路，對D2REN002RF實施隔離，后果及影響為：1）D2REN002RF不可用，硼表只能在線到三環(huán)路，如果三環(huán)路取樣管線出現(xiàn)故障，將導(dǎo)致硼表不可用；2）硼表回路高溫、高壓保護(hù)信號只關(guān)閉D2REN102VP而不會關(guān)閉D2REN101VP，硼表在線到三環(huán)路會失去自身的超溫、超壓保護(hù)；但三環(huán)路本身的超溫、超壓保護(hù)仍然有效，化學(xué)人員評價認(rèn)為可接受；3）D2REN102/104VP處于關(guān)閉狀態(tài)，導(dǎo)致D2REA計算硼的質(zhì)量分?jǐn)?shù)與RCP實測硼的質(zhì)量分?jǐn)?shù)偏差大于200 ppm的報警并自動停止自動補(bǔ)給的防誤稀釋保護(hù)功能不可用，需要儀表實施TCA恢復(fù)該保護(hù)功能；4）大修期間RRA連接后硼表回流需要通過二環(huán)路返回RCP主回路，D2REN002RF不可用影響大修期間硼表在線。2011年10月26日，D215大修開始的第一天完成D2REN002RF的更換及投運。

3.2 D1REN004RF熱交換器泄漏

2013年3月14日，運行現(xiàn)場操縱員巡視發(fā)現(xiàn)D1KRT001AR機(jī)柜上D1KRT006MA指示呈上漲趨勢，在4×104～7×104Bq/m3波動，通知化學(xué)人員測量運行的D1RRI B列放射性為6×104Bq/m3，與機(jī)柜讀數(shù)基本一致，D1RRI002BA頭箱液位無明顯變化，輻射防護(hù)人員檢查確認(rèn)D1KRT006MA探頭無異常，多方面確認(rèn)D1RRI B列回路放射性有異常上升趨勢。化學(xué)分析D1REN002/003/004RF回路的放射性，比較后發(fā)現(xiàn)D1REN004RF的放射性較其他的RF要高，在隔離D1REN004RF后，D1KRT006MA劑量率開始緩慢下降，確認(rèn)D1REN004RF存在泄漏。

圖1 D2KRT005MA劑量率變化趨勢Fig.1 The trend of the dose rate measured by D2KRT005MA

事發(fā)當(dāng)日D1KRT006MA劑量率變化趨勢（未隔離D1REN004RF前）如圖2所示。

本次異常出現(xiàn)后，D1RRI B列放射性上漲速率不快，且未達(dá)到一級報警定值105Bq/m3，一回路泄漏率未發(fā)現(xiàn)異常增加，說明本次泄漏量較?。籇1RRI B列頭箱排氣口是通往DVN的，D1/2KRT017MA顯示正常，D1SEC B列排水口未檢測到放射性。表明此次事件中沒有出現(xiàn)放射性物質(zhì)意外排放的情況。

隔離D1REN004RF后通過取樣分析，以及對D1KRT006MA劑量率變化趨勢的跟蹤，D1RRI B列放射性水平呈逐漸下降趨勢。2013年3月16日，放射性水平已降至D1KRT006MA的探測下限3 700 Bq/m3，D1RRI B列水質(zhì)恢復(fù)至正常水平。D1REN004RF隔離后的主要影響為：D1REN004RF不可用，將影響到穩(wěn)壓器的液相取樣，該參數(shù)為OTS參數(shù)，如果超過規(guī)定的1周的時間和25%的周期裕度，將違反化學(xué)技術(shù)規(guī)范的要求。故在隔離前先對穩(wěn)壓器的液相進(jìn)行取樣，之后通過緊急采購備件于2013年3月20日完成更換及投運。

圖2 D1KRT006MA劑量率變化趨勢Fig.2 The trend of the dose rate measured by D1KRT006MA

4 設(shè)備冷卻水系統(tǒng)在放射性異常時的響應(yīng)

當(dāng)出現(xiàn)KRT005/006MA放射性高報警或巡檢發(fā)現(xiàn)KRT機(jī)柜上KRT005/006MA讀數(shù)上升或化學(xué)人員周期性取樣發(fā)現(xiàn)氚含量或總γ上升時，可以初步判斷設(shè)備冷卻水系統(tǒng)的核島熱交換器有漏，隨即從以下3個方面啟動響應(yīng)流程：1）確認(rèn)設(shè)備冷卻水系統(tǒng)放射性真實升高；2）控制機(jī)組狀態(tài)；3）匯報并啟動支持組織查漏、隔離漏點。

4.1 確認(rèn)

通知輻射防護(hù)人員檢查KRT005/006MA通道正常并配合調(diào)取KRT探頭的參數(shù)變化曲線，通知化學(xué)人員手動取樣分析，進(jìn)行RRI兩個系列水的放射性總γ測量以便校核由KRT005MA和006MA通道所給出的信息的準(zhǔn)確度。

4.2 控制機(jī)組狀態(tài)

評價對環(huán)境的影響以及對機(jī)組當(dāng)前狀態(tài)的影響，穩(wěn)定機(jī)組狀態(tài)，監(jiān)控機(jī)組參數(shù)，對DVN煙囪/核輔助廠房等各放射性探頭嚴(yán)密監(jiān)視，執(zhí)行泄漏

率試驗進(jìn)行一回路泄漏率計算，跟蹤設(shè)備冷卻水系統(tǒng)KRT監(jiān)測通道參數(shù)變化，協(xié)調(diào)專業(yè)人員配合工作，跟蹤設(shè)備冷卻水系統(tǒng)頭箱水位變化。當(dāng)總γ比活度超過4 MBq/m3時，必須立即隔離REN系統(tǒng)交換器（一回路冷卻劑），化學(xué)與放射化學(xué)技術(shù)規(guī)范規(guī)定，當(dāng)總γ比活度超過4 MBq/m3時必須向核安全局報告，因此須避免出現(xiàn)當(dāng)總γ比活度超過4 MBq/m3的情況，可根據(jù)放射性活度值上升趨勢確定一提前隔離REN系統(tǒng)交換器（一回路冷卻劑）的閾值。運行技術(shù)規(guī)范規(guī)定：功率運行模式下，在不同系統(tǒng)上同時存在5個第二組事件累積時，機(jī)組應(yīng)在24 h內(nèi)開始向NS/SG模式后撤，在不同系統(tǒng)上同時存在5個以上第二組事件累積時，機(jī)組應(yīng)在1 h內(nèi)開始向NS/SG模式后撤；在其他模式下，在不同系統(tǒng)上同時存在5個第二組事件累積時，必須在24 h內(nèi)消除累積，在不同系統(tǒng)上同時存在5個以上第二組事件累積時，必須在1 h內(nèi)消除累積。隔離REN系統(tǒng)交換器將引入兩個隨機(jī)第二組事件（硼表不可用、KRT026MA不可用），若機(jī)組之前存在3個第二組事件，則需盡快消除至少1個第二組事件以避免機(jī)組后撤。

4.3 措施

第一階段，運行值主導(dǎo)，匯報廠長、運行處長、通知值班安全工程師、啟動運行技術(shù)支持組、通知各專業(yè)人員（維修隊長、設(shè)備管理人員、化學(xué)取樣人員、輻射防護(hù)人員），確認(rèn)放射性水平、準(zhǔn)備查漏及處理；值內(nèi)人員進(jìn)行明確分工：值長，評價對環(huán)境的影響及是否啟動應(yīng)急組織，匯報廠長，安排通知相關(guān)人員，與運行技術(shù)支持小組研究故障查找和處理策略，預(yù)案，考慮機(jī)組不可用事件的累積；機(jī)組長，負(fù)責(zé)主控故障定位和處理的總體協(xié)調(diào)和機(jī)組狀態(tài)的控制，收集的信息匯報值長及技術(shù)支持小組；主控操縱員一，準(zhǔn)備執(zhí)行“設(shè)備冷卻水系統(tǒng)放射性異?！钡墓收咸幚硪?guī)程，跟蹤KRT通道參數(shù)變化，協(xié)調(diào)專業(yè)人員配合工作，安排現(xiàn)場檢查設(shè)備冷卻水頭箱水位變化；主控操縱員二，穩(wěn)定機(jī)組狀態(tài)，監(jiān)視機(jī)組，執(zhí)行泄漏率試驗進(jìn)行一回路泄漏率計算；副值長及隔離經(jīng)理，獨立監(jiān)控機(jī)組參數(shù)，幫助故障定位和查找。

第二階段，運行技術(shù)支持小組及相關(guān)專業(yè)人員趕到主控制室后，迅速成立以運行副處長為組長、維修隊長及化學(xué)環(huán)保處副處長為副組長的查漏消缺項目組，成員包括值班核安全工程師、運行處白班值值長及白班值隔離經(jīng)理、計劃工程師、化學(xué)環(huán)保處協(xié)調(diào)、設(shè)備管理處代表、靜機(jī)專業(yè)協(xié)調(diào)、保健物理處協(xié)調(diào)、服務(wù)專業(yè)協(xié)調(diào)。查漏消缺項目組協(xié)助當(dāng)班值分析風(fēng)險、現(xiàn)場查漏并進(jìn)行必要的決策。此階段以電站的故障處理規(guī)程“設(shè)備冷卻水系統(tǒng)放射性異常”為依托，根據(jù)機(jī)組當(dāng)時的實際情況分析各核島熱交換器泄漏的可能性的高低及對機(jī)組安全影響的大小，由此決定查漏的順序。輻射防護(hù)人員在KRT機(jī)柜上接入外接記錄儀連續(xù)讀取KRT通道數(shù)值變化曲線，以及對現(xiàn)場查漏人員進(jìn)行輻射防護(hù)指導(dǎo)，對設(shè)備冷卻水廠房進(jìn)行輻射防護(hù)方面評價，確保工作人員不受侵害；化學(xué)環(huán)保處至少需要三組現(xiàn)場取樣人員，檢測設(shè)備冷卻水系統(tǒng)中的放射性（總γ比活度、氚活度、是否有放射性核素），測量重要廠用水系統(tǒng)排水口是否有放射性及氚以判斷RRI/ SEC熱交換器是否有漏、是否存在向環(huán)境失控排放的風(fēng)險，配合測量核島熱交換器上下游隔離前后的放射性以判斷該熱交換器是否有漏。為了盡早查到漏點，不必等每一次取樣化驗結(jié)果出來后再進(jìn)行下一次取樣，邊取樣邊化驗；不必等化驗結(jié)果出來后再進(jìn)行隔離，應(yīng)根據(jù)機(jī)組實際狀態(tài)盡早隔離可隔離的熱交換器，控制放射性排放；需要記錄每個樣本的時間及取樣點，便于與當(dāng)時的設(shè)備冷卻水系統(tǒng)上的KRT通道放射性水平比較，才能識別故障熱交換器?，F(xiàn)場取樣及隔離操作需要服務(wù)人員配合拆除屏蔽鉛皮、需要靜機(jī)人員配合拆堵頭。

第三階段，查到漏點后需分析隔離該熱交換器對機(jī)組的影響，隔離前需要做哪些準(zhǔn)備工作，隔離后需要在多長時間內(nèi)完成維修并恢復(fù)。在此階段查漏消缺項目組可分兩個小組分頭推進(jìn)工作：由靜機(jī)牽頭成立缺陷檢修小組，制定檢修方案；檢修小組中計劃工程師根據(jù)靜機(jī)的檢修方案，制定檢修專項計劃，確定檢修窗口，調(diào)整與本次檢修相沖突的工作；服務(wù)專業(yè)的配合性工作（如搭腳手架/SARS、屏蔽、接排水等）需盡早準(zhǔn)備；輻射防護(hù)人員負(fù)責(zé)檢修時控制區(qū)內(nèi)/外

的防護(hù)方案的落實。由電站三廢小組牽頭成立凈化小組，確定設(shè)備冷卻水系統(tǒng)放射性水的處理方案；凈化小組中白班值人員需確認(rèn)凈化工作是否影響設(shè)備冷卻水系統(tǒng)倒列等工作，白班值和計劃人員需要清理倒列及安全殼隔離閥相關(guān)的定期試驗，注意恢復(fù)投運時反向污染的問題（要沖洗合格），落實在文件包中。凈化小組根據(jù)下述標(biāo)準(zhǔn)確定設(shè)備冷卻水系統(tǒng)是否需要換水或自然衰變的目標(biāo)：1）不違反相關(guān)法規(guī)和技術(shù)規(guī)范（①國標(biāo)氚豁免值是比活度1.0 MBq/g，總活度1.0 GBq，即小于這些值的氚可以免監(jiān)管；②國標(biāo)食入氚化水1.11 GBq的待積有效劑量達(dá)到年限值20 mSv；③化學(xué)技術(shù)規(guī)范要求RRI水的總γ限值是0.1 MBq/m3，期望值小于0.04 MBq/m3；④KRT005/006MA測量設(shè)備冷卻水總γ比活度：一級報警0.1 MBq/m3；二級報警0.4 MBq/m3）；2）不影響控制區(qū)邊界（受污染的RRI水不擴(kuò)大控制區(qū)邊界2.5 μSv/h）；3）不影響人員工作（開口設(shè)備表面污染β≤0.8 Bq/cm2; α≤0.4 Bq/cm2）；4）不導(dǎo)致受污染的RRI水失控排放（RRI系統(tǒng)的排水、疏水、跑水以及取樣不會導(dǎo)致放射性物質(zhì)失控排放）；5）不影響設(shè)備冷卻水系統(tǒng)倒列（A/B列倒列或共用符合切換不會導(dǎo)致未污染的設(shè)備冷卻水違反上述四條原則、A/B列倒列或共用符合切換不會導(dǎo)致未污染的設(shè)備冷卻水放射性顯著上升）。

5 結(jié)論

文章結(jié)合大亞灣核電站兩次設(shè)備冷卻水核島熱交換器泄漏的處理情況，總結(jié)出設(shè)備冷卻水系統(tǒng)放射性異常的響應(yīng)措施，以便再次發(fā)生此類事件時快速查找及隔離故障熱交換器、減小事件后果，對具有中間冷卻系統(tǒng)的核電站有借鑒意義。

[1] HAF0213-89. 核電廠反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)及其有關(guān)系統(tǒng)[S].（HAF0213-89. The Reactor Coolant System and Relevant Systems in a Nuclear Power Plant[S].）

The Response to Abnormal Radioactive Increase in the Component Cooling Water System

ZHENG Jie-min
(Daya Bay Nuclear Power Operations and Management Co.，Ltd.，Shenzhen of Guangdong Prov. 518031，China)

When coolant comes out because of heat exchanger leakage in a nuclear power plant which has intermediate cooling system, the reason of radioactive increase should be identified in time and effective measures should be taken so as to control and fix the defect. After reviewing the whole treatment processes of the two events of nuclear island heat exchanger leakage in the component cooling water system in Daya Bay nuclear power plant, by analyzing reasons and corresponding phenomena, a set of general responding measures can be concluded when radioactivity increases abnormally in the component cooling water system, according to the requirement of monitoring and controlling of radioactivity in the component cooling water system. And detail suggestion of steps on defect reason identification, unit status controlling and treatment actions is provided. These can be used in the event treatment of abnormal radioactive

component cooling water；heat exchanger；leakage；radioactive

TM623 Article character：A Article ID：1674-1617(2014)01-0059-07

TM623

A

1674-1617(2014)01-0059-07

2013-12-31

鄭杰民（1973—），男，四川人，工程師，學(xué)士，主要從事核電站運行工作。

increase in the intermediate cooling system in other nuclear power plants, in order to quickly identify and isolate the leaking heat exchangers, control the expanding of defect and minimize the consequence.