劉潤生

(中核核電運行管理有限公司，浙江 海鹽 314303)

0 引言

國際原子能機構(IAEA)《基本安全原則》(SF-1)原則5：防護的最優(yōu)化要求“必須實現(xiàn)防護的最優(yōu)化，以提供合理可行的最高安全水平”。在核電廠的設計中，所遵循的安全目標是建立有效的對放射性危害的防護，保證在電廠的后續(xù)運行中，人與環(huán)境不受放射性輻射的危害。為實現(xiàn)此安全目標，在核電廠設計階段就應該保證在所有運行狀態(tài)下，對人員與環(huán)境所造成的放射性影響低于規(guī)定限值，同時還應提供減輕任何事故放射性后果的手段。因此，核電廠在設計階段應充分考慮輻射防護最優(yōu)化工作策略，如圖1所示。

圖1 核設施設計的輻射防護最優(yōu)化策略[6]

放射性集體劑量是WANO對于核電廠進行評估的重要指標，隨著核電技術水平的發(fā)展，WANO對于核電廠的評估方式也將更新。WANO原計劃于2022年內調整WANO綜合指數(shù)的計算規(guī)則，如表1所示，對于換料周期為18個月的PWR機組，集體劑量(CRE)滿分條件從滾動18月累計集體劑量不超過900 man·mSv降低到600 man·mSv，則年化值從≤600 man·mSv降低到≤400 man·mSv。新規(guī)則的出臺將對未來核電廠輻射防護工作提出更高的標準，也為核電廠設計工作提出更高的要求。根據(jù)核設施設計的輻射防護最優(yōu)化策略，運用目前已有的大量的運行經驗反饋以及良好實踐，在設計階段對進行修改，不僅可以提升機組輻射防護水平，降低集體劑量率，同時還可以降低后續(xù)變更改造成本，提高電廠經濟性。

表1 WANO待發(fā)布評分標準

以下將以核設施設計的輻射防護最優(yōu)化策略為基準，根據(jù)對其他核電廠的運行情況的調研，提出針對“華龍一號”的集體劑量優(yōu)化方案。

1 集體劑量影響因素以及優(yōu)化方向

在正常運行及大修工況，核電廠集體劑量的影響因素總體而言包括兩個方面：1)反應堆廠房中輻射源的分布及劑量水平；2)放射性作業(yè)時長及作業(yè)場地輻射強度。

針對運行工況下集體劑量的優(yōu)化控制，需針對放射源項展開分析，評估主冷卻劑裂變及腐蝕活化產物的來源以及分布，減少輻射源的產生，并采取措施定期消除腐蝕產物聚集形成的輻射源。除此之外還有必要通過廠房布局改進等方式，保證人員主要通行和檢修工作能盡量遠離輻射源。

2 輻射源項優(yōu)化

所有的放射性劑量都是與輻射源相關的，壓水堆核電機組輻射源項包括：裂變產物造成的輻射，由裂變裂變中子，裂變γ以及裂變產物衰變釋放的γ射線組成；活化產物輻射源項，由冷卻劑固有活化產物、冷卻劑雜質和添加劑核素活化產物以及腐蝕產物活化核素組成。

然而在核電廠的運行工況中，裂變產物雖然有更強的輻射劑量率，但是被包容于燃料包殼內部，分布范圍僅存在于堆芯。即使在大修階段，卸料操作由自動化程度很高的裝置完成，實際上不會引起人員集體劑量的增加。而活化產物卻可以溶解于冷卻劑中，隨著冷卻劑的流動，充斥整個一回路冷卻劑系統(tǒng)，并逐步沉積在一回路系統(tǒng)管道內壁，分布范圍廣，成為集體輻射劑量的主要貢獻者。

對于壓水堆機組而言，機組功率、燃料包殼完整性、設備材料、機組運行狀況，都會對堆輻射源項產生影響。

2.1 設備材料控制

60Co、58Co 和110mAg是壓水堆核電廠一回路主要的放射性核素，而目前在運的“華龍一號”同樣也存在這些問題。這些放射性核素基本上由一回路設備材質中的某種核素活化產生，包括鈷、鎳、銀等其他易活化核素。因此控制一回路設備及輔助系統(tǒng)設備中的材料成分，可以有效降低“華龍一號”運行期間的輻射源數(shù)量和輻照強度。

2.1.1 控制設備材料中的鈷含量

為了提高核電廠的安全性并降低輻射劑量率，需要控制設備材料中的鈷含量。盡管鈷基合金 (Stellite合金)具有質地堅硬的特性，并且可以用于制造一回路及輔助系統(tǒng)中需要較高硬度的管線、設備和閥門等結構，閥門密封轉動部件對于鈷基合金的應用最為典型，但它也產生60Co，經EPRI估算后1 g60Co的放射性活度相當于15枚70 Ci的射線探傷源。這會增加輻照強度和集體劑量。

為此應對鈷基合金材料的使用進行全面控制。首先，針對性能需求，部分設備結構必須使用鈷基合金。為了降低風險，需要對設備進行篩選，識別哪些設備可以不使用鈷基材料。此外，其他設備、管道材料中的鈷雜質也需要進行控制以確保鈷的含量保持較低水平。

國內某核電廠VVER機組已經成功使用鐵基合金(Antinit DUR 300)替代鈷基合金作為閥門的密封面材料，而且沒有出現(xiàn)性能上的偏差。受目前國內廠商技術限制，以及國產化率的要求，“華龍一號”依舊無法應用鐵基合金作為密封面材料。如果后續(xù)能夠通過研究，研制合格的鐵基合金材料(Antinit DUR 300)，在“華龍一號”機組替代鈷基合金，有效減少一回路放射性腐蝕產物的量，從而降低集體劑量率。

2.1.2 控制設備材料中的鎳含量

國內壓水堆核電廠中，蒸汽發(fā)生器采用鎳基合金(Incoloy 690)制造傳熱管，該材料中鎳含量約占60%。但是58Ni元素吸收中子后會生成58Co，成為放射源。而使用Incoloy 800合金則可降低輻照強度和集體劑量。

這一點已經在采用 Incoloy 800作為蒸發(fā)器U形管的反應堆中得到了驗證，因為相比于Incoloy 690.Incoloy 800材料中的Ni和Cr含量都要低得多，停堆時一回路的輻照強度能夠有效降低，據(jù)統(tǒng)計大約可以下降約26%。雖然Incoloy 690是最理想的蒸汽發(fā)生器傳熱管材料之一，也是目前“華龍一號”機組的蒸汽發(fā)生器傳熱管的制造材料，但是如果可以證明Incoloy 800能夠應用于制造“華龍一號”機組的蒸汽發(fā)生器傳熱管，那么其將成為替代Incoloy 690的可行選擇，從而更好地保護人員在核電廠工作過程中的健康與安全。

2.1.3 控制材料中的銀含量

在壓水堆核電廠中，天然銀中的109Ag元素，吸收熱中子后會經(n，γ)反應生成放射性同位素110mAg。一回路設備中的含銀控制棒、Helicoflex 墊片、焊材中的109Ag活化是110mAg污染的主要來源。

為了減少一回路中的110mAg，可以采取以下措施：第一，使用其他材質的墊片替代含銀墊片，例如石墨墊片；第二，盡量避免在一回路和相關系統(tǒng)的設備焊接時使用含銀焊材；第三，對于AIC控制棒的設計可以進行改進，例如法國的1 300 MW機組控制棒采用了B4C作為吸收材料，同時降低了控制棒AIC吸收材料中銀的含量。此外，還可以采用表面離子滲氮工藝提高包殼的抗腐蝕能力等措施。對于“華龍一號”機組而言，這些措施均能有效減少一回路相關系統(tǒng)中的含銀量，從而減少放射源的產生，降低機組集體劑量的產生。

2.1.4 控制設備材料中的銻含量

在壓水堆核電廠中，銻元素(包括122Sb和124Sb)對輻射源項也產生一定的影響。主要來源于泵軸承、二次中子源。

目前仍舊采用銻的原因是其可以增加耐磨度，而水導軸承由于水膜的保護作用并不需要過多地考慮耐磨度，可以考慮將“華龍一號”機組一回路系統(tǒng)某些含銻的水導軸承更換成無銻的水導軸承，減少放射性產物數(shù)量，從而降低機組放射性集體劑量。

2.2 一回路增加注鋅系統(tǒng)

2.2.1 注鋅的基本原理

20世紀80年代，人們發(fā)現(xiàn)使用黃銅冷凝管的沸水堆BWR堆外輻射場較低。研究表明，這是因為黃銅中的鋅被選擇性腐蝕，進入給水中，形成了“天然鋅”，可以抑制60Co的形成，從而降低了堆外輻射場。

隨后，美國通用電氣公司的研究人員發(fā)現(xiàn)，在冷卻劑中添加鋅離子，可以與晶體內的58Co/60Co競爭腐蝕沉積層中的電子空穴，從而將管道表面腐蝕沉積層中的Co等置換出來，并抑制58Co/60Co在燃料和一回路材料表面的沉積。這些留存在冷卻劑中的Co會通過凈化系統(tǒng)除去，從而減少58Co/60Co在一回路材料內表面的沉積，降低輻射水平。

2.2.2 主系統(tǒng)注鋅應用現(xiàn)狀

目前，美國和歐洲的許多壓水堆核電廠都在使用鋅溶液冷卻劑，一般注入(5～30)μg·kg-1的鋅濃度。這不僅可以更有效地緩解敏感材料應力腐蝕開裂(PWSCC)，還能持續(xù)地降低停堆時的輻射水平。有些核電廠為了避免鋅元素被活化成放射性的65Zn，使用了貧化鋅(64Zn含量一般小于1%)替代天然鋅(64Zn占到48.6%)，這種方法比注入天然鋅更為有效。美國西屋公司設計的兩座壓水堆電站，添加平均濃度為25～40 μg·kg-1的醋酸鋅，平均劑量率下降了12%[5]。

國際范圍內已有超過100個核電機組采用了一回路系統(tǒng)注鋅技術，但在國內卻只有AP1000機組采用了該技術。目前已有M310型號機組提出了增加主系統(tǒng)注鋅的計劃，目前正處于核安全局審批階段，預計將于2023年10月底完成。

2.2.3 注鋅技術在“華龍一號”中的應用分析

在國際上，注鋅技術是非常成熟的技術，已經大量應用，并取得了良好的反饋，因此即使目前國內沒有普及使用注鋅技術，在“華龍一號”機組的設計階段仍需關注該技術的進展。即便在設計階段未考慮使用注鋅技術，也要為注鋅系統(tǒng)留好接口和設備空間，后續(xù)主系統(tǒng)注鋅技術在“華龍一號”機組中的應用計劃一旦通過審批，就可以隨時添加注鋅系統(tǒng)。這樣可以使未來變更改造的難度降低，并節(jié)約變更改造成本。注鋅系統(tǒng)在“華龍一號”機組中的使用將對后續(xù)機組運營中的集體劑量率降低產生積極影響。

3 輻射熱點部位沖洗

在核電廠的一回路系統(tǒng)中，因流速發(fā)生變化的地方或水池底部易出現(xiàn)腐蝕活化產物積累或沉淀。這些沉積物會導致周圍區(qū)域產生極高的放射性劑量率。例如，某核電廠M310型機組的反應堆水池底部的疏水閥PTR601/602VB位于人員通道上，而閥門前易沉積大量腐蝕活化產物，導致該區(qū)域輻射劑量率極高(高達500 mSv/h)。又如國內某核電機組主泵間的主泵人孔邊測溫旁路2RCP204VP與主管道彎頭活化產物聚集(接觸劑量約8.6 mSv/h)，安注豎管處也存在熱點(接觸劑量約2.2 mSv/h)，導致主泵間本底劑量高，主泵檢修集體劑量高。因此要減少對腐蝕產物沉積的控制來減少輻射熱點的形成，以降低放射性劑量率，從而降低工作人員的集體劑量。

目前，國內有些核電廠已經采取了一些消除輻射熱點的措施。秦二廠215、117大修成功實施RCP215VP平衡管線、RPE135管線、構件池下游PTR大小頭熱點的動力沖洗，取得顯著成效。秦二廠和方家山核電廠構件池下方疏水管線均采用了動力沖洗裝置的盲板，解決了沉積熱點的問題。這些方案都為其他核電廠提供了良好的參考。

因此，在“華龍一號”機組設計階段，應該通過理論分析和現(xiàn)有運行電廠的經驗反饋來確定可能形成熱點的部位，如RVD系統(tǒng)中的U形管等容易形成腐蝕產物沉積的部位，考慮優(yōu)化管道及設備布置以減少腐蝕產物沉積點、增加熱點清洗裝置等方案，從而減少輻射熱點數(shù)量及強度，進一步降低放射性集體劑量的風險。

4 濾芯升級

4.1 化容系統(tǒng)濾芯升級

化容系統(tǒng)(RCV)過濾器用于攔截冷卻劑中的懸浮物、腐蝕產物和裂變產物，從而控制一回路水質，降低一回路放射性劑量率。RCV001FI過濾器用于保護離子交換樹脂不受污染和堵塞，對該過濾器的濾芯升級，可以有效降低進入離子交換樹脂床的離子，降低樹脂堵塞失效風險，從而減少樹脂更換頻率[1]。更換RCV001FI過濾器的濾芯產生的放射性廢物量遠遠低于更換樹脂所產生的廢物量。主泵軸封水由RCV提供，軸封水經過RCV002FI/RCV003FI過濾器除去雜質后，進入主泵1號軸封。升級RCV002FI/RCV003FI過濾器濾芯可以改善軸封水水質，降低主泵故障檢修頻率，減少放射性廢物的產生，從而降低放射性集體劑量。

目前，濾芯升級方案已應用于國外核電廠。美國已將所有與一回路相關的過濾器孔徑減小到0.1 μm。在國內，某核電廠M310機型的下泄過濾器RCV001FI濾芯已由5 μm更新為1 μm。同時，某核電廠的M310機型在運行期間更換了RCV001FI濾芯，并更新至0.1 μm，效果良好。某核電廠5號機組升級至國產南京西西埃的0.1 μm濾芯后，在滿功率狀態(tài)下經過更換2個濾芯后，一回路水質得到很大改善，過濾器壓差能保持穩(wěn)定。其余機組升級后也未出現(xiàn)頻繁更換情況。目前，方家山核電廠計劃在2023年5月底完成RCV001FI使用0.1 μm濾芯的試運行。

鑒于濾芯升級方案對于降低放射性集體劑量率產生的積極效果以及已采用該方案機組的良好反饋，建議在“華龍一號”機組的設計階段就將RCV001/003/004FI過濾器的濾芯孔徑升級至0.1 μm。

4.2 RFT系統(tǒng)過濾器濾芯升級

反應堆換料水池和乏燃料水池冷卻和處理系統(tǒng)(RFT)的凈化功能可以采用過濾和除鹽的方法去除水中的腐蝕產物、裂變產物及水中的懸浮物，凈化乏燃料水池、反應堆換料水池和內置換料水箱，以保持良好的能見度和降低放射性水平。根據(jù)相關研究表明：濾芯孔徑越小，對放射性和不溶物的去除效果越好。將RFT001FI/RFT003FI/RFT004FI升級，能提升乏池和堆池的水質，降低乏池放射性。

近年來，電廠一直在持續(xù)進行優(yōu)化工作。已經通過變更改造將一回路相關系統(tǒng)濾芯的孔徑從設計時的5 μm陸續(xù)降低至0.45 μm，以期在降低電廠源項、水化學控制和輻射劑量方面取得更好的效果。

目前，商運中的“華龍一號”機組RFT001FI及RFT003/004F過濾器濾芯的孔徑為5 μm。對于新的“華龍一號”機組，為了降低放射性集體劑量，在設計階段將RFT001FI/RFT003/004FI以及ZBR、ZLT系統(tǒng)過濾器濾芯的孔徑由5 μm改變?yōu)?.45 μm甚至0.1 μm，對后續(xù)商運具有積極意義。

5 凈化床樹脂優(yōu)化

在核島相關系統(tǒng)中，樹脂的作用是通過離子交換除去冷卻劑中的離子雜質。目前某核電廠運行中發(fā)現(xiàn)ZBR凈化床對部分放射性的去除能力不強，導致中間貯槽廢水放射性偏高。通過分析得出，引起放射性升高的主要核素為110mAg、58Co和60Co等，其根本原因是ZBR凈化床對非離子態(tài)的放射性核素去除效率低。

對此，某核電廠已經提出了優(yōu)化技術方案：

1)ZBR陽床(001/002DE)采用大孔型陰樹脂IRN9766+IRN97陽樹脂(裝填比2∶8)的雙層填裝方式替換原設計的單一IRN97樹脂；

2)ZBR混床(003/004DE)由凝膠型混床樹脂IRN160替換成IRN9882大孔型混床樹脂；

3)單臺床樹脂的填裝量由1 500 L降低到1 000 L；

4)優(yōu)化樹脂更換周期，按4C(6年左右)執(zhí)行。

該方案已經在某核電廠1號機組中實施，并取得了良好的反饋。機組采用方案后，ZBR系統(tǒng)對110mAg等核素的去除效率明顯提升，而且每個更換周期可以減少放射性固體廢物3.0 m3左右，有效降低了放射性集體劑量。

在機組設計階段，確定ZBR凈化床采用新型樹脂，對于降低放射性劑量率有積極作用。除此之外，也可以考慮在RCV化容系統(tǒng)凈化床應用新型樹脂。

6 廠房布置優(yōu)化

從事放射性工作的工作人員必須盡可能遠離放射源，并提高工作效率減少照射時間。

根據(jù)國內某商運“華龍一號”的經驗反饋，其R343房間RCV021RF安全閥WCC317VN安裝在RCV021RF靠墻夾縫處，人員無法到達，且許多螺栓還被管道遮擋，難以操作。在低效的維修工作中，將導致大量的集體劑量。因此，設計階段將閥門位置進行調整，安裝至較寬敞的地方，提升維修便利性是很有必要的。

另外，目前國內某核電廠正在進行較高輻射區(qū)電話機移位改進工作，已經完成核輔助廠房的電話機移位改進，核島廠房剩余9臺計劃在下個循環(huán)大修實施。

因此在設計階段制定設備布置方案時，必須考慮廠房內系統(tǒng)和設備的檢查、維修需求及人員居留需求，進行適當?shù)南到y(tǒng)調整和屏蔽體設置，使得人員主要的通行和檢修區(qū)域的輻射水平盡可能低。

7 結束語

降低集體劑量是一個需要核電業(yè)主持續(xù)關注的問題。通過收集運行電廠的運行經驗，比較類似電廠的類似工藝及相同操作項，找出良好實踐，加以總結，在設計中予以實現(xiàn)?！叭A龍一號”機組在設計階段應從以下幾個方面采取具體改進措施：

1)控制“華龍一號”一回路系統(tǒng)管道及設備的材料中易發(fā)生活化核素的含量，減少放射性源的產生。

2)分析易形成熱點的部位，通過改進“華龍一號”管道布置等措施防止熱點的生成，并對無法避免的熱點部位加裝沖洗裝置。

3)在“華龍一號”機組核島輔助廠房預留注鋅系統(tǒng)布置空間，以及預留注鋅系統(tǒng)接口。

4)對“華龍一號”一回路相關系統(tǒng)的過濾器濾芯以及離子交換樹脂進行升級，提升對放射性廢物的凈化能力。

5)進行“華龍一號”廠房設備布置設計時，必須考慮廠房內系統(tǒng)和設備的檢查、維修需求及人員居留需求，使人員所受劑量盡可能低。