大亞灣、嶺澳核電站－－回路輻射源項(xiàng)調(diào)查及控制技術(shù)的研究碩士學(xué)位論文.pdf

上海交通大學(xué) 碩士學(xué)位論文 大亞灣、嶺澳核電站一回路輻射源項(xiàng)調(diào)查及控制技術(shù)的研究 姓名：傅鵬軒 申請(qǐng)學(xué)位級(jí)別：碩士 專業(yè)：核能與核科學(xué)技術(shù) 指導(dǎo)教師：蒯琳萍;楊俊武 20090501 上海交通大學(xué)碩士學(xué)位論文 摘 要 i 大亞灣、嶺澳核電站一回路輻射源項(xiàng)調(diào)查大亞灣、嶺澳核電站一回路輻射源項(xiàng)調(diào)查 及控制技術(shù)的研究及控制技術(shù)的研究 摘摘 要要 近年來(lái)國(guó)外在輕水堆核電站有關(guān)輻射源項(xiàng)控制方面進(jìn)行了一些技術(shù)創(chuàng)新、 應(yīng)用和 發(fā)展，新技術(shù)通過(guò)降低輻射源項(xiàng)的產(chǎn)生、減少輻射源項(xiàng)在堆芯以外的設(shè)備表面沉積以 及輻射源項(xiàng)的去除等手段，顯著的降低了工作人員的輻射劑量。 在此背景下，本文通過(guò)對(duì)大亞灣、嶺澳核電站一回路及相關(guān)系統(tǒng)的輻射源項(xiàng)進(jìn)行 調(diào)查分析，確定了在一回路中的主要輻射源項(xiàng)。結(jié)合系統(tǒng)的運(yùn)行特性及各種核素的來(lái) 源及沉積特點(diǎn)，研究了各主要輻射源項(xiàng)在系統(tǒng)中的影響范圍及對(duì)劑量的貢獻(xiàn)。最后對(duì) 輻射源項(xiàng)的控制技術(shù)進(jìn)行了研究討論，對(duì)大亞灣、嶺澳核電站源項(xiàng)控制特點(diǎn)及效果進(jìn) 行分析評(píng)價(jià)，對(duì)后續(xù)的源項(xiàng)控制提出了建議。 關(guān)鍵詞：核電站，輻射源項(xiàng)，腐蝕，劑量率，核素 上海交通大學(xué)碩士學(xué)位論文 abstract ii study on categories and control technologies of radiation source terms in daya bay and ling ao pwrs primary system abstract recently, the nuclear power industry has developed several new techniques for radiation field control and reduction. the technologies attack the problem by either reducing the radiation source term generated, preventing the deposition of existing active material in the ex-core surfaces of the plant, or removing the source term from the system. the exposure radiological trends have shown an obvious correlation to new techniques for radiation field control. this thesis outlines the main source terms in the daya bay and ling ao pwrs primary coolant system through the investigation and analysis, and then discusses the acquired dose contributed by the radioactive nuclides, presents a review of components that may contribute to source term, and supplements the information with the methods used to eliminate source terms. finally, the technologies for control the radiation source terms in pwrs are discussed. based on the features of the technologies carried out in daya bay and ling ao pwrs, the evaluation and suggestions of the radiation source term control are presented. key words: nuclear power plant, radiation source terms, corrosion, dose rate, nuclide 上海交通大學(xué)上海交通大學(xué) 學(xué)位論文原創(chuàng)性聲明學(xué)位論文原創(chuàng)性聲明 本人鄭重聲明：所呈交的學(xué)位論文，是本人在導(dǎo)師的指導(dǎo)下，獨(dú) 立進(jìn)行研究工作所取得的成果。除文中已經(jīng)注明引用的內(nèi)容外，本論 文不包含任何其他個(gè)人或集體已經(jīng)發(fā)表或撰寫過(guò)的作品成果。對(duì)本文 的研究做出重要貢獻(xiàn)的個(gè)人和集體，均已在文中以明確方式標(biāo)明。本 人完全意識(shí)到本聲明的法律結(jié)果由本人承擔(dān)。 學(xué)位論文作者簽名：傅鵬軒 日期： 年 月 日 上海交通大學(xué)上海交通大學(xué) 學(xué)位論文版權(quán)使用授權(quán)書學(xué)位論文版權(quán)使用授權(quán)書 本學(xué)位論文作者完全了解學(xué)校有關(guān)保留、使用學(xué)位論文的規(guī)定， 同意學(xué)校保留并向國(guó)家有關(guān)部門或機(jī)構(gòu)送交論文的復(fù)印件和電子版， 允許論文被查閱和借閱。本人授權(quán)上海交通大學(xué)可以將本學(xué)位論文的 全部或部分內(nèi)容編入有關(guān)數(shù)據(jù)庫(kù)進(jìn)行檢索，可以采用影印、縮印或掃 描等復(fù)制手段保存和匯編本學(xué)位論文。 保密保密，在 年解密后適用本授權(quán)書。 本學(xué)位論文屬于 不保密不保密。 （請(qǐng)?jiān)谝陨戏娇騼?nèi)打“” ） 學(xué)位論文作者簽名：傅鵬軒 指導(dǎo)教師簽名；蒯琳萍 日期： 年 月 日 日期： 年 月 日 1上海交通大學(xué)工程碩士學(xué)位論文 第一章 緒 論 1 第一章 緒論 1.1 核電站輻射源項(xiàng)的簡(jiǎn)介 （1）中子及裂變產(chǎn)物 中子和裂變產(chǎn)物是在反應(yīng)堆的運(yùn)行中直接和必然的產(chǎn)物。其中，中子是維持反 應(yīng)堆正常運(yùn)行必不可少的條件及產(chǎn)物，但是中子的對(duì)人員有輻射危害，因此在反應(yīng)堆 的工程設(shè)計(jì)中就必須考慮中子對(duì)電站工作人員的保護(hù)。在壓水堆的反應(yīng)堆廠房?jī)?nèi)，一 般在反應(yīng)堆廠房的外環(huán)廊，因?yàn)橐呀?jīng)有足夠的屏蔽，中子輻射水平極低。但在內(nèi)環(huán)廊 區(qū)域，中子的輻射水平較高，一般內(nèi)環(huán)廊區(qū)域的中子輻射強(qiáng)度與距反應(yīng)堆堆芯的距離 大約呈反比，與反應(yīng)堆功率呈正比。為保證工作人員免受中子大劑量輻射危害，內(nèi)環(huán) 廊區(qū)域是核電站功率運(yùn)行期間限制人員進(jìn)入的區(qū)域。在特殊的情況下，因?yàn)樵O(shè)備檢查 及維修的需要，工作人員還是偶爾會(huì)進(jìn)入功率運(yùn)行期間的反應(yīng)堆廠房，因此中子仍是 對(duì)核電站工作人員輻照危害的不可忽視的來(lái)源。在大亞灣及嶺澳核電站，在功率運(yùn)行 期間人員極少進(jìn)入反應(yīng)堆廠房。即使是因?yàn)樵O(shè)備檢修等原因而必需進(jìn)入時(shí)，人員的工 作范圍僅限于中子輻照危害較低的區(qū)域。而一旦停堆，中子的輻射風(fēng)險(xiǎn)就幾乎不存在 了。因此由中子產(chǎn)生的輻射劑量所占電站集體劑量的比例很小。 裂變產(chǎn)物對(duì)人員的危害也相對(duì)較小，在燃料包殼沒(méi)有破損的情況下絕大部分裂 變產(chǎn)物被包容在燃料組件內(nèi)，僅有很少部分惰性氣體、氚和碘進(jìn)入一回路冷卻劑中， 而從一回路泄漏進(jìn)入反應(yīng)堆廠房的這類放射性氣體和揮發(fā)物就更有限。在機(jī)組停堆 后， 裂變產(chǎn)物衰變剩余部分的絕大多數(shù)在一回路打開之前要經(jīng)過(guò)相關(guān)系統(tǒng)和設(shè)備進(jìn)行 處理，只有極少的一部分可能釋放到工作環(huán)境中，加之在機(jī)組功率運(yùn)行期間人員進(jìn)入 反應(yīng)堆廠房的人次及滯留時(shí)間都很有限，因此，它們對(duì)人員的外照射風(fēng)險(xiǎn)基本可以忽 略不計(jì)。 只有當(dāng)燃料組件有破損時(shí)，進(jìn)入一回路中的裂變產(chǎn)物才會(huì)明顯增加。但是在根 據(jù)核電站的運(yùn)行設(shè)計(jì)， 當(dāng)燃料破損并使一回路中的惰性氣體和碘的比活度達(dá)到一定量 時(shí)，必須將機(jī)組運(yùn)行狀態(tài)后撤乃至停堆，這樣也就限制了裂變產(chǎn)物對(duì)工作人員和環(huán)境 2上海交通大學(xué)工程碩士學(xué)位論文 第一章 緒 論 2 的影響。而進(jìn)入一回路的一些裂變產(chǎn)物，如 137cs 和134cs 等很容易被專設(shè)的凈化裝 置去除掉，因此，它們對(duì)工作人員的影響也是基本可以或略的。 （2）腐蝕活化產(chǎn)物）腐蝕活化產(chǎn)物 在反應(yīng)堆運(yùn)行過(guò)程中，一回路材料中的鐵、鎳、鈷等通過(guò)腐蝕、磨損等方式進(jìn) 入一回路冷卻劑中形成腐蝕產(chǎn)物，腐蝕產(chǎn)物以“溶解沉積”的動(dòng)態(tài)平衡方式存在于一 回路系統(tǒng)設(shè)備及冷卻劑中。 在堆芯中被活化的腐蝕產(chǎn)物在堆芯以外的設(shè)備表面沉積就 導(dǎo)致了堆芯外設(shè)備的輻射場(chǎng)的形成，其中活化產(chǎn)物沉積量決定著輻射水平的高低。圖 1-1簡(jiǎn)略的表示了活化腐蝕產(chǎn)物的形成及遷移過(guò)程。 圖1-1：pwr一回路腐蝕產(chǎn)物的產(chǎn)生、活化、沉積示意圖 1 figure 1-1: corrosion products in pwr primary circuit are activated in core and deposited on out of core surfaces 活化產(chǎn)物種類同反應(yīng)堆一回路及相關(guān)系統(tǒng)和設(shè)備材料密切相關(guān)。首先，在壓水 堆核電站一回路系統(tǒng)中大量采用鎳基合金材料， 其中一回路浸潤(rùn)面積最大的蒸發(fā)器 u 型管常用的 inconel600/690 及 incoloy800 等合金材料，其主要成分是包括鎳、鉻、 鐵等，因此腐蝕產(chǎn)物中必然存在鎳、鉻、鐵等核素。其次，在大多核電站的一回路閥 門中，其密封面使用了鈷含量約為 60%的 stellite 合金，而且鈷作為一種雜質(zhì)普遍存 在與一回路的各種合金材料中，因此鈷也必然存在于腐蝕產(chǎn)物中。另外，在部分核電 站中系統(tǒng)設(shè)備中因?yàn)楣に嚨男枨螅褂昧算y、銻等金屬材料，因此在腐蝕產(chǎn)物中會(huì)存 在銀、銻等核素。 所以，在機(jī)組臨界后，冷卻劑中攜帶的腐蝕產(chǎn)物在堆芯中被活化，主要活化腐 3上海交通大學(xué)工程碩士學(xué)位論文 第一章 緒 論 3 蝕產(chǎn)物生成的核反應(yīng)如下：59co（n，）60co，60co 半衰期為 5.26 a；58ni（n，p） 58co，58co 半衰期為 71.4 d，109ag（n，） 110mag，110mag 半衰期為 250 d，另 外還有 50cr (n, ) 51cr、；54fe(n, p)54mn 等等。因此在核電站中的活化腐蝕產(chǎn)物一 般都有 58co、60co、51cr、54mn 等（見(jiàn)表 1）。 但是每個(gè)電站中使用的材料及材料所占比例不盡相同，因此每個(gè)電站中活化輻 射產(chǎn)物及其比例也就不盡相同。大亞灣及嶺澳核電站中因?yàn)槭褂昧撕秀y的控制棒 （80%ag-15%in-5%cd， 簡(jiǎn)稱 aic） ， 以及表面含 ag 的 helicoflex 墊片， 因此 110mag 一直是對(duì)集體劑量影響較大的核素之一。德國(guó)在 90 年代前生產(chǎn)的主泵，其軸承中使 用了金屬銻，結(jié)果，凡是采用了這類主泵的核電站都會(huì)遇到大量的 122sb 和124sb 問(wèn) 題6。我國(guó)秦山核電站使用的也是這類主泵，因此 124sb 在各種腐蝕活化產(chǎn)物中似乎 占了主導(dǎo)地位，成為關(guān)鍵核素。 表 1：壓水堆常見(jiàn)活化產(chǎn)物 核素 產(chǎn)生方式 半衰 期 主要輻射類型、能量 - 0.315(99.7%) co-60 59o(n, )60co 5.26 年 1.173(100%),1.332(100%) +0.474(15.5%) co-58 58ni(n, p)58co 71.4 天 0.811(99.34%) - 0.461(51%),- 0.269(47%) fe-59 58fe(n, )59co 45.1 天 1.099(56.5%),1.292(43.2%) 0.835(100%) mn-54 54fe(n, p)54mn 313 天 x5.415 cr-51 50cr(n, )51cr 27.7 天 0.320(10.2%) - 0.529(36%),- 0.087(61%) ag-110m 109ag(n, )110mag 250 天 0.658(94.4%),0.763(22.3%),0.885(771), 0.937(34.2%),1.384(24.3%,1000),1.505(13.1%), - 10.44(26%),- 4.27(68%) 1.7 n-16 16o(n, p)16n 7.13 秒 6.129(68.8%,100),7.115(5%),2.75(0.76%) sb-124 123sb(n, )124sb 60.2 天 - 0.611（49%), -2.30(21.9%) 0.603 (97.8%)、0.723(11.1%)、1.691(49%) sb-122 121sb(n, )122sb 2.7 天 - 1.417 (67.3%)、- 1.981 (25.7%) 0.563（70.6%) 4上海交通大學(xué)工程碩士學(xué)位論文 第一章 緒 論 4 （2）核電站的輻射劑量）核電站的輻射劑量 一般情況下，壓水堆核電站 90%左右的輻射劑量是來(lái)自活化腐蝕產(chǎn)物。因此輻 射劑量同設(shè)備內(nèi)沉積的活化腐蝕產(chǎn)物的種類及量密切相關(guān)。 同樣對(duì)于大亞灣及嶺澳核 電站來(lái)說(shuō)，中子、裂變產(chǎn)物所產(chǎn)生的照射劑量比例較小，它們一般來(lái)自機(jī)組功率運(yùn)行 時(shí)工作人員進(jìn)入反應(yīng)堆廠房?jī)?nèi)進(jìn)行設(shè)備異常處理所受到的輻射， 這部分劑量與機(jī)組核 島設(shè)備的狀態(tài)密切相關(guān)，但一般不超過(guò)年集體劑量的 1%，因此大亞灣及嶺澳核電站 基本上 99%左右的劑量是來(lái)自活化產(chǎn)物。因此本文重點(diǎn)是對(duì)一回路中的活化產(chǎn)物進(jìn) 行研究討論。 1.2 源項(xiàng)研究的背景源項(xiàng)研究的背景 隨著輻射防護(hù)最優(yōu)化技術(shù)的不斷創(chuàng)新和應(yīng)用，從上世紀(jì)末到本世紀(jì)初的 20 多年 里,世界范圍內(nèi)核電站工作人員的輻射劑量呈明顯的下降趨勢(shì)（見(jiàn)圖 1-2） 。但由于能 源供需矛盾問(wèn)題日益突出并不斷尖銳化， 人們對(duì)核能發(fā)電也提出了更高的要求， 例如 公眾期望核能發(fā)電應(yīng)有更高的能力負(fù)荷因子， 大修工期應(yīng)該盡可能地縮短， 發(fā)電成本 應(yīng)該控制在合理的范圍內(nèi)等等。 因此， 核電站輻射防護(hù)工作者在新形勢(shì)下將面臨更多 的挑戰(zhàn)， 尤其是隨著核電站單個(gè)換料運(yùn)行周期的不斷延長(zhǎng)、 堆芯內(nèi)輻射產(chǎn)物的不斷累 積、設(shè)備老化所帶來(lái)的安全等級(jí)下降等問(wèn)題日益凸現(xiàn)，以及政府鼓勵(lì)大力發(fā)展核電、 環(huán)境保護(hù)等許多因素的影響下， 輻射防護(hù)工作者需要不斷積極地探索新技術(shù)和新方法 來(lái)降低電站工作人員的輻射劑量，以適應(yīng)新形勢(shì)下核能發(fā)展的需求。 圖 1-2：美國(guó)及世界平均 pwr 機(jī)組的輻射劑量變化趨勢(shì) 1 figure 1-2: comparison of us and international pwr exposure data 1 5上海交通大學(xué)工程碩士學(xué)位論文 第一章 緒 論 5 我國(guó)國(guó)內(nèi)目前在役運(yùn)行的大亞灣核電站、嶺澳核電站,秦山一期、秦山二期以及 田灣核電站均屬于壓水堆堆型， 建設(shè)的嶺澳二期、 陽(yáng)江核電站以及秦山二期核電站的 擴(kuò)容工程等也都是壓水堆核電站。 而從上一節(jié)可以看到， 在壓水堆核電站中輻射劑量 90%以上來(lái)自于一回路系統(tǒng)中的活化腐蝕產(chǎn)物， 因此控制人員輻射劑量的方法中最直 接有效的方法就是控制一回路系統(tǒng)中腐蝕產(chǎn)物的生成、遷移、活化，以及活化的腐蝕 產(chǎn)物的有效去除，而此正是輻射源項(xiàng)控制所研究的重點(diǎn)。 大亞灣、 嶺澳核電站分別在 1994 年及 2003 年投入運(yùn)行， 自投運(yùn)以來(lái)機(jī)組的平均 輻射劑量也呈現(xiàn)下降趨勢(shì)， 但是對(duì)比國(guó)際平均水平來(lái)看， 下降幅度沒(méi)有國(guó)際上壓水堆 電站平均幅度那么明顯，而且輻射劑量在近幾年還略有反彈。另外，大亞灣、嶺澳核 電站也在輻射源項(xiàng)控制方面付出了很大努力并進(jìn)行了一些嘗試， 以求將電站的輻射水 平控制在可合理達(dá)到的盡可能低的水平。但因?yàn)槌杀尽踩雀鞣矫娴脑?，機(jī)組不 可能進(jìn)行大的改造工作及一些冒失的嘗試， 因此吸收、 采用國(guó)外的一些成熟經(jīng)濟(jì)的源 項(xiàng)控制方法來(lái)降低輻射源項(xiàng)是電站的首要選擇。 但是在不同的核電站中因?yàn)橄到y(tǒng)設(shè)備的差異， 機(jī)組運(yùn)行狀態(tài)及運(yùn)行工藝的或多或 少的差別， 一回路中輻射源項(xiàng)也就不完全相同， 因此對(duì)輻射源項(xiàng)的調(diào)查研究就成為源 項(xiàng)控制技術(shù)應(yīng)用的基礎(chǔ)。 1.3 源項(xiàng)控制的國(guó)外狀況 反應(yīng)堆輻射源項(xiàng)的調(diào)查研究最早開始與上世紀(jì)六十年代。 從上世紀(jì) 80 年代開始, 以 epri、西屋、通用電器 (ge)等為代表的機(jī)構(gòu)都陸續(xù)加入了核電站源項(xiàng)控制方面 的研究。 根據(jù)不同時(shí)間段所研究的重點(diǎn)及取得的成果， 大致將核電站源項(xiàng)控制研究分 為三個(gè)階段： 第一階段主要是從在上世紀(jì) 60 年代到 80 年代，此階段各機(jī)構(gòu)研究的重點(diǎn)在材 料在一回路冷卻劑環(huán)境中的腐蝕特性研究。 該階段主要的成果一是試驗(yàn)確定了在一回 路系統(tǒng)環(huán)境的更耐腐蝕的各種設(shè)備材料； 二是為了控制設(shè)備材料的腐蝕而發(fā)展的一回 路水化學(xué)控制技術(shù)。 其中通過(guò)提高一回路冷卻劑中氫濃度水平， 來(lái)抑制因?yàn)樗妮椪?分解，降低因輻照分解產(chǎn)生的氧化物對(duì)材料的腐蝕；以及通過(guò)在采用 ph 值控制或添 6上海交通大學(xué)工程碩士學(xué)位論文 第一章 緒 論 6 加稀有金屬的方法,來(lái)降低氫濃度升高使放射性核素遷移的負(fù)效應(yīng)是該階段的代表技 術(shù)。 第二階段從 80 年代開始到 90 年代，此階段研究的重點(diǎn)在于腐蝕產(chǎn)物遷移控制 及去除技術(shù)。研究的方向主要包括材料性能、腐蝕產(chǎn)物的過(guò)濾去除、離子交換、設(shè)備 表面的預(yù)處理、雙氧水的應(yīng)用、高溫化學(xué)控制等。其中為研究腐蝕產(chǎn)物遷移規(guī)律及特 性， 以及不同機(jī)組之間的輻射水平的差異及原因輻射監(jiān)測(cè)為例， 各研究機(jī)構(gòu)都規(guī)定了 電站輻射水平的標(biāo)準(zhǔn)測(cè)量程序（the standard radiation monitoring program srmp)。 特別是以西屋為代表， 其在 1978 年就開始在其設(shè)計(jì)建造的壓水堆上推行 srmp （圖 2） 。在此階段一回路 ph 值控制技術(shù)、設(shè)備表面的電解法拋光等預(yù)處理技術(shù)、鋅注 入技術(shù)及停堆過(guò)程的化學(xué)控制技術(shù)得到了發(fā)展。 到 90 年代中期， 以數(shù)據(jù)的收集分析及新 技術(shù)研究為主的階段逐漸開始向新技術(shù)的使用及推廣階段發(fā)展。 圖 1-3：西屋公司蒸發(fā)器一次側(cè) srmp 測(cè)量點(diǎn)示意圖 figure 1-3: westinghouse steam generator srmp location map 第三階段是從在 90 年代開始，以 epri 為代表正式開始新一代源項(xiàng)控制技術(shù)的 實(shí)際應(yīng)用試驗(yàn)。 其最有代表性的實(shí)驗(yàn)技術(shù)是一回路冷卻劑中注鋅以及燃料的超聲波去 污，控制腐蝕活化產(chǎn)物的產(chǎn)生去除，來(lái)達(dá)到控制一回路冷卻劑中輻射源項(xiàng)的目的。目 前在世界范圍內(nèi)已經(jīng)有較多的電站進(jìn)行了該類新技術(shù)的應(yīng)用， 但大多電站還處于觀望 狀態(tài)，整體上處于應(yīng)用推廣階段。 現(xiàn)階段，在 nei、inpo 及 epri 的直接支持下，各研究機(jī)構(gòu)正在聯(lián)合執(zhí)行一項(xiàng) 輻射防護(hù)控制的戰(zhàn)略計(jì)劃（rp2020），其目的就是為了使核電站中輻射劑量保持目 7上海交通大學(xué)工程碩士學(xué)位論文 第一章 緒 論 7 前的整體向好的趨勢(shì)。 對(duì)于輻射項(xiàng)源項(xiàng)控制， 其推進(jìn)的重點(diǎn)除了在新技術(shù)的研究方面 外，還致力于成熟控制技術(shù)的推廣應(yīng)用及效果評(píng)估，其典型源項(xiàng)控制的流程如圖 3 所示 1 2。 圖 1-4：pwr 電站源項(xiàng)控制流程 2 figure 1-4: strategy for pwr source term reduction program 2 1.4 源項(xiàng)控制的國(guó)內(nèi)狀況 國(guó)內(nèi)從秦山核電一期1991年12月15日并網(wǎng)發(fā)電以來(lái)已經(jīng)有接近二十年的運(yùn)行 歷史，但對(duì)于國(guó)外核電四十多年的發(fā)展歷史來(lái)說(shuō)，國(guó)內(nèi)在核電的設(shè)計(jì)、設(shè)備的制造等 各方面同國(guó)外的先進(jìn)技術(shù)都還有一定的差距。 就輻射源項(xiàng)的控制研究來(lái)說(shuō)， 由于我國(guó) 核電事業(yè)起步較晚，專業(yè)技術(shù)職業(yè)化程度較低，機(jī)組類型不統(tǒng)一，輻射防護(hù)專業(yè)相關(guān) 最優(yōu)化技術(shù)的研究沒(méi)有形成專業(yè)化和規(guī)?；?，相關(guān)的技術(shù)和實(shí)驗(yàn)手段也相對(duì)落后。 從整體來(lái)看國(guó)內(nèi)在源項(xiàng)控制的總體進(jìn)展特點(diǎn)是: （1）同國(guó)外源項(xiàng)控制研究相比，國(guó)內(nèi)缺乏專門的研究機(jī)構(gòu)對(duì)核電站的輻射源項(xiàng) 進(jìn)行調(diào)查研究，電站源項(xiàng)控制技術(shù)的應(yīng)用缺乏理論支持。 （2）各個(gè)核電站堆型不統(tǒng)一，國(guó)內(nèi)同行比較缺乏代表性及動(dòng)力。 （3）對(duì)國(guó)際同行缺乏了解，就比如：大亞灣核電站的 srmp 測(cè)量圖直接延用 8上海交通大學(xué)工程碩士學(xué)位論文 第一章 緒 論 8 edf 的測(cè)量圖（如圖 5：大亞灣核電站 rcp 系統(tǒng)輻射指數(shù) srmp 測(cè)量點(diǎn)） ，但是測(cè) 量數(shù)據(jù)缺乏同核電同行的比較。 （4）電站缺乏源項(xiàng)控制研究及應(yīng)用推廣的專業(yè)人員，對(duì)采取的源項(xiàng)控制措施缺 乏評(píng)價(jià)，而單獨(dú)電站缺乏必要的資源及能力。 （5）數(shù)據(jù)的采集不規(guī)范，對(duì)數(shù)據(jù)沒(méi)有進(jìn)行整體評(píng)估，對(duì)輻射源項(xiàng)狀態(tài)沒(méi)有深入 的調(diào)查研究。 圖 1-5：rcp 系統(tǒng)輻射指數(shù)測(cè)量點(diǎn) figure 1-5: rcp system radiation index measurement points 因此就目前國(guó)外源項(xiàng)控制的幾個(gè)階段來(lái)說(shuō)， 國(guó)內(nèi)基本處于國(guó)外各階段源項(xiàng)控制技 術(shù)應(yīng)用的消化、 應(yīng)用、 吸收、 總結(jié)階段， 對(duì)國(guó)外源項(xiàng)控制新技術(shù)還處于調(diào)查了解階段， 對(duì)未來(lái)的控制技術(shù)的發(fā)展沒(méi)有整體的規(guī)劃。 1.5 論文研究的意義 目前國(guó)際、 國(guó)內(nèi)的核電同行的交流日益密切， 降低核電站的輻射劑量成為各個(gè)電 站的運(yùn)行業(yè)績(jī)的表現(xiàn)形式之一， 但目前單方面從工作、 人員的優(yōu)化已經(jīng)難以達(dá)到降低 劑量的預(yù)期效果， 而輻射源項(xiàng)控制正是降低輻射劑量的最佳方法之一。 但是因?yàn)槎研?的不同及使用材料的差異， 輻射源項(xiàng)在電站之間還是有比較明顯的差別， 因此對(duì)電站 輻射源項(xiàng)調(diào)查就有現(xiàn)實(shí)意義， 一是可以對(duì)已經(jīng)采取的改善源項(xiàng)的措施進(jìn)行科學(xué)合理的 評(píng)價(jià)； 二是對(duì)電站可能采納的或即將采取的措施提供理論及數(shù)據(jù)的支持； 三是在調(diào)查 中找出自己的源項(xiàng)特點(diǎn)，進(jìn)行針對(duì)性的改進(jìn)。 9上海交通大學(xué)工程碩士學(xué)位論文 第一章 緒 論 9 本論文將從實(shí)踐調(diào)查入手，對(duì)大亞灣核電站、嶺澳核電站一回路及相關(guān)的系統(tǒng) 設(shè)備的輻射源項(xiàng)進(jìn)行分析， 對(duì)輻射源項(xiàng)控制措施進(jìn)行研究， 為改進(jìn)電站的源項(xiàng)控制， 降低核電站運(yùn)行中的個(gè)人及集體劑量提供參考性建議。 上海交通大學(xué)工程碩士學(xué)位論文 第二章 輻射源項(xiàng)的調(diào)查于分析 10 第二章第二章 輻射源項(xiàng)的調(diào)查輻射源項(xiàng)的調(diào)查 2.1 輻射源項(xiàng)調(diào)查范圍、方式及設(shè)備 （1）調(diào)查的范圍：）調(diào)查的范圍： 一般情況下， 壓水堆核電站中 8090%左右的輻射劑量來(lái)自換料大修， 而換料大 修的輻射劑量基本上全部來(lái)源于一回路相關(guān)的系統(tǒng)設(shè)備檢修。 因此本文重點(diǎn)調(diào)查了大 亞灣核電站及嶺澳核電站在機(jī)組換料大修期間的一回路及相關(guān)系統(tǒng)輻射源項(xiàng)。 對(duì)系統(tǒng)設(shè)備的材料進(jìn)行調(diào)查，確認(rèn)活化腐蝕產(chǎn)物的主要來(lái)源。 （2）調(diào)查方式：）調(diào)查方式： 輻射源項(xiàng)調(diào)查主要通過(guò)如下的幾種方式進(jìn)行，分別是： a) 環(huán)境 譜分析： 使用便攜式 nai 閃爍體 譜儀對(duì)一回路相關(guān)系統(tǒng)所處區(qū)域進(jìn) 行測(cè)譜分析，確定對(duì)人員輻射主要的核素及大致比例。 b) 擦拭取樣的 譜分析：通過(guò)對(duì)開口設(shè)備的內(nèi)表面進(jìn)行擦拭取樣，通過(guò)高純鍺 譜儀較為精確的分析設(shè)備管線中的腐蝕活化產(chǎn)物的沉積情況及規(guī)律。 c) 系統(tǒng)設(shè)備管線的輻射劑量率連續(xù)測(cè)量： 通過(guò)在系統(tǒng)管線的固定位置布置劑量 率測(cè)量?jī)x表，測(cè)量設(shè)備中放射性物質(zhì)隨機(jī)組狀態(tài)沉積及遷移的規(guī)律。 d) 水中放射性核素的測(cè)量分析。 e) 輻射指數(shù)測(cè)量：對(duì)一回路系統(tǒng)通過(guò)確定標(biāo)準(zhǔn)測(cè)量點(diǎn)，在每次大修的同一機(jī)組 狀態(tài)下或者在同一大修不同機(jī)組狀態(tài)進(jìn)行輻射測(cè)量，確認(rèn)系統(tǒng)輻射水平的變化規(guī)律。 例如圖 2-1 中所示的是 rra 系統(tǒng)的測(cè)量點(diǎn)，測(cè)量點(diǎn)基本反映一段管線的輻射水平， 通過(guò)整體的測(cè)量加權(quán)計(jì)算系統(tǒng)的輻射水平。 f) 區(qū)域輻射指數(shù)測(cè)量： 對(duì)廠房?jī)?nèi)主要的腐蝕區(qū)域進(jìn)行定點(diǎn)測(cè)量， 通過(guò)加權(quán)計(jì)算， 確定廠房?jī)?nèi)的輻射水平高低。通過(guò)區(qū)域輻射指數(shù)測(cè)量可以進(jìn)行機(jī)組之間的比較，也可 以大致確定同一機(jī)組在不同時(shí)段的輻射水平變化趨勢(shì)。 上海交通大學(xué)工程碩士學(xué)位論文 第二章 輻射源項(xiàng)的調(diào)查于分析 11 圖 2-1：rra 系統(tǒng)輻射指數(shù)測(cè)量圖 figure 1-5: rra system radiation measurement points （3）主要的設(shè)備）主要的設(shè)備 譜儀說(shuō)明譜儀說(shuō)明 用于核素調(diào)查的便攜式 譜儀有兩種， 一種為 nai 閃爍體 譜儀， 一種為高純鍺 譜儀，兩者均為美國(guó)堪培拉公司產(chǎn)品。譜儀的刻度使用混合源，其中 nai 閃爍體使 用 137cs 和60co 源進(jìn)行刻度，高純鍺 譜儀使用包含 7 種核素的混合源進(jìn)行刻度，7 種 核素的射線能量覆蓋范圍 88.03-1332.5kev。 能量刻度：通過(guò)測(cè)量多道譜儀顯示的峰道址與相應(yīng)能量測(cè)量，建立道址與能量 的對(duì)應(yīng)關(guān)系。 效率刻度：通過(guò)將標(biāo)準(zhǔn)源放置于探頭前固定距離處，測(cè)量各能量核素的標(biāo)準(zhǔn)活度 同譜儀的測(cè)量計(jì)數(shù)的關(guān)系并繪制效率曲線。 核素活度指數(shù)的估算通過(guò)如下公式計(jì)算： 樣品核素的活度=s/ 其中 s 為核素峰的凈面積， 為根據(jù)效率刻度曲線中對(duì)應(yīng)能量的探測(cè)效率 （%） 。 2.2 一回路系統(tǒng)設(shè)備的材料 大亞灣核電站是法國(guó)電力公司（edf）公司建造的最后兩臺(tái) 90 萬(wàn)千瓦機(jī)組，在 材料的選則上已經(jīng)考慮了 edf 的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)。嶺澳核電站基本上是大亞灣核電站的翻 版，因此在一回路的材料使用上兩點(diǎn)站基本相同。本節(jié)主要的介紹了對(duì)輻射源項(xiàng)影響 較大的材料及使用范圍。 （1）inconel600/690 合金材料的使用 在壓水堆核電站中，蒸發(fā)器 u 型管的浸溶面積約占一回路總面積的 70%，蒸發(fā) 上海交通大學(xué)工程碩士學(xué)位論文 第二章 輻射源項(xiàng)的調(diào)查于分析 12 器傳熱管的材料對(duì)機(jī)組的輻射源項(xiàng)的影響巨大。edf 試驗(yàn)表明因?yàn)?incone690 合金 比 incone600 型合金提高了鉻含量而降低了鎳含量，在壓水堆電站 ph 值在 6.8-7.5 的硼酸和鋰的冷卻劑環(huán)境中 incone690 合金比 incone600 型合金的腐蝕速率要低 1.9-2.3 倍。 edf 早期的核電站中蒸發(fā)器 u 型管曾使用 incone600 型合金材料， 在后來(lái)的機(jī) 組中用 incone690 對(duì) incone600 用進(jìn)行了替代。大亞灣核電站中蒸發(fā)器管板和隔板 表面堆焊了 inconel600，u 型管使用了 incone690。表 2 列舉了 u 型管材料的組成。 表 2：u 型管常用材料的組成成分 組成比例組成比例 元素元素 lnconel600 lnconel690 lncoloy800 fe 6.0-10.0 7.0-11.0 balance ni 72.0 58.0 32.0-35.0 cr 14.0-17.0 28.0-31.0 20-23 mn 1.0 0.50 0.4-1.0 cu 0.50 0.50 0.75 co 0.015-0.10 0.015-0.10 0.10 c 0.01-0.05 0.015-0.025 0.03 (2) stellite 合金材料的應(yīng)用合金材料的應(yīng)用 鈷在 stellite 合金中鈷的含量約為 60%，stellite 合金被認(rèn)為是最合適的耐磨損 材料而被大量使用。大亞灣及嶺澳核電站平均每臺(tái)機(jī)組一回路及輔助回路上約有 1500 個(gè)閥門使用 stellite 合金作為密封面材料， 特別是一回路的安全閥和逆止閥的密 封面上，都堆焊了 stellite 合金。另外主泵軸瓦、軸套以及控制棒導(dǎo)向筒等也使用了 stellite 合金。 ( (3) ) 含銀材料的應(yīng)用含銀材料的應(yīng)用 表面含 ag 的 helicoflex 墊片。因?yàn)殂y有良好的延展性、導(dǎo)電性、導(dǎo)熱性和化學(xué) 穩(wěn)定性，在密封圈上鍍銀能起到好的密封作用，因而 helicoflex 墊片在核島系統(tǒng)得到 了廣泛的應(yīng)用。大亞灣核電在一回路相關(guān)的系統(tǒng)中經(jīng)過(guò)粗略的統(tǒng)計(jì)共有 300 多個(gè)含 ag 的 helicoflex 墊片。 上海交通大學(xué)工程碩士學(xué)位論文 第二章 輻射源項(xiàng)的調(diào)查于分析 13 大亞灣及嶺澳核電機(jī)組中的控制黑棒吸收材料為銀銦鎘，重量百分比分別 為 80%、15%和 5%cd（簡(jiǎn)稱 aic） 。 （4）其它材料的應(yīng)用）其它材料的應(yīng)用 除上述的幾種主要材料外，大亞灣一回路相關(guān)的主要部件材料如下： ? 燃料包殼材料為鋯 4 合金。 ? 一回路管道、堆內(nèi)構(gòu)件，燃料之間的星型架等的主要材料為奧氏體不銹 鋼（表 3 列舉了反應(yīng)堆采用的不銹鋼的組成） 。 ? 含銻的材料有：二次中子源使用的銻/鈹芯塊，鋯合金包殼中銻雜質(zhì)，支 座以及泵的軸承。 表 3 反應(yīng)堆采用的奧氏體不銹鋼 atst 型號(hào) c(最高%) cr(%) ni(%) 其它元素 304 0.08 18.020.0 8.011.0 304l 0.03 18.020.0 8.011.0 309s nb 0.08 22.026.0 12.015.0 nb(最小 8c) 316 0.10 16.018.0 10.014.0 mo(2.03.0%) 316l 0.03 16.018.0 10.014.0 mo(1.752.5%) 317 0.08 17.019.0 9.012.0 nb(最小 10c) 2.3 一回路相關(guān)系統(tǒng)輻射源項(xiàng)調(diào)查結(jié)果 從測(cè)量的結(jié)果來(lái)看，每臺(tái)機(jī)組因?yàn)橄到y(tǒng)的狀態(tài)，設(shè)備的檢修以及運(yùn)行條件的不同 而略有差別，就是同一臺(tái)機(jī)組在不同的運(yùn)行周期，源項(xiàng)也會(huì)略有不同，但是從四臺(tái)機(jī) 組調(diào)查結(jié)果總的分析來(lái)看，腐蝕活化產(chǎn)物種類一致，沉積也具有大致相同的規(guī)律。 本文重點(diǎn)選取了（但不限于）嶺澳第 1、2 等幾個(gè)循環(huán)周期的大修及大亞灣 1、2 號(hào)機(jī)組第 8、9、10 個(gè)循環(huán)大修周期的源項(xiàng)調(diào)查數(shù)據(jù)對(duì) rcp 系統(tǒng)及 rra 系統(tǒng)的源項(xiàng) 進(jìn)行分析總結(jié)。機(jī)組的選取主要是考慮了嶺澳第一、第二大修代表的是機(jī)組在起始循 環(huán)周期的源項(xiàng)狀態(tài)，而大亞灣 1、2 號(hào)機(jī)組代表的是多個(gè)循環(huán)后的機(jī)組源項(xiàng)狀態(tài)，兩 者之間的差異在一定程度上反映了機(jī)組隨著運(yùn)行周期的延長(zhǎng)的變化趨勢(shì)。 對(duì)于化容控 制系統(tǒng)（rcv）及部分輔助系統(tǒng)來(lái)說(shuō)，大部分系統(tǒng)設(shè)備布置在核輔助廠房，也是日常 劑量的主要來(lái)源，因此對(duì) rcv 系統(tǒng)源項(xiàng)的調(diào)查沒(méi)有限定時(shí)間和機(jī)組。 上海交通大學(xué)工程碩士學(xué)位論文 第二章 輻射源項(xiàng)的調(diào)查于分析 14 2.3.1 反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)(rcp)中的輻射源項(xiàng) 從環(huán)境及檫樣樣品的 能譜測(cè)量的結(jié)果來(lái)分析， 應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)中的輻射源項(xiàng)沉 積具有如下的規(guī)律： ? 在設(shè)備及管線內(nèi)表面進(jìn)行取樣測(cè)量分析，沉積物主要以 58co、60co 為主，兩 者所占的比例達(dá)到 80%90%，其它可測(cè)到核素主要有 110mag、54mn、51cr、 58fe 等。 ? 在機(jī)組的最初換料周期中，沉積活化產(chǎn)物的取樣樣品中以 58co 為主，份額最 高可達(dá)到 95%左右。 ? 機(jī)組在多個(gè)換料循環(huán)周期后 60co 份額有增加，從大亞灣電站第八、九、十次 大修的取樣測(cè)量數(shù)據(jù)來(lái)看，60co 在管線中的份額占到了 10%-20%左右，58co 比例約在 70%80%，其它核素的比例約 10%。 ? 但是在閥門等設(shè)備管線較為復(fù)雜的位置的測(cè)量顯示 60co 所占份額更高，平均 達(dá) 40%60%左右。58co 的比例在 30%50%，其它核素的比例平均在 10% 以內(nèi)。例如圖 2-2 測(cè)量譜為 d210 閥門檢修研磨取樣測(cè)量譜。其中 60co 份額占 到了約 65%，58co 份額占到了 15%左右，54mn 份額約 16%左右，而 51cr 等 其它核素所占比例約為 3%。 圖 2-2：d210 大修閥門研磨樣品 能譜圖 figure 2-2: samples spectral of the valves grinding debris during d210 outage 上海交通大學(xué)工程碩士學(xué)位論文 第二章 輻射源項(xiàng)的調(diào)查于分析 15 ? 從環(huán)境的測(cè)量來(lái)看對(duì)人員劑量影響較大的也是 60co、 58co，其中60co 因?yàn)橐?沉積在管線復(fù)雜區(qū)域，主要影響為大修的閥門檢修及相關(guān)的活動(dòng)。 ? 從 d210 大修一回路氧化凈化的數(shù)據(jù)來(lái)看(圖 2-3)， 一回路水中有最大份額的核 素為 122sb 及124sb， 但從后續(xù)低低水位期間設(shè)備的擦拭樣品中測(cè)量中幾乎沒(méi)有 122sb 、124sb 兩種核素的蹤跡。從其它的大修中擦拭樣也證實(shí)，122sb 及124sb 幾乎沒(méi)有沉積，在大修中對(duì)人員劑量的影響有限。 t(/10) ag-110m rcv下泄流量(t/h) 0 1000 2000 3000 4000 5000 6000 7000 16:4819:1221:360:002:244:487:12 時(shí)間(04月25日04月26日) 活度(mbq/m3) 0 6 12 18 24 30 36 42 48 54 60 66 72 78 84 90 t(/10)co-58(/10)mn54co-60sb-122sb-124ag-110mo2(/100)rcv下泄(t/h) 加加h2o2 停主泵停主泵 4-254-26 圖 2-3：d210 大修氧化峰核素濃度變化 figure 2-3: radiological trends during forced oxidation in d210 outage 2.3.2 余熱排出系統(tǒng)(rra)中的核素沉積 余熱排出系統(tǒng)因?yàn)橹挥性谡舭l(fā)器退出運(yùn)行后用于堆芯的余熱排出， 其運(yùn)行時(shí)直接 連接 rcp 系統(tǒng)，腐蝕活化產(chǎn)物的沉積規(guī)律同 rcp 系統(tǒng)類似。其中在 l101 大修時(shí)對(duì) rra005vp 閥門取樣測(cè)量，結(jié)果發(fā)現(xiàn)主要核素為 58co（見(jiàn)圖 2-4） 。在 d209/109 大 修 rra 管線改造期間， 對(duì)兩機(jī)組的管線內(nèi)部進(jìn)行檫樣分析表明 58co 比例約為 80%， 60co 的比例約 10%，另外 10%為110mag。 上海交通大學(xué)工程碩士學(xué)位論文 第二章 輻射源項(xiàng)的調(diào)查于分析 16 圖 2-4：不同大修 rra 取樣的測(cè)量譜 figure 2-4: nuclides of the rra samples during different outage 但同樣對(duì)管線比較復(fù)雜區(qū)域取樣直接測(cè)譜，結(jié)果也同 rcp 系統(tǒng)類似，主要為 60co，有少量的58co，因?yàn)闇y(cè)量時(shí) rra 管線內(nèi)有水，在能譜中可以看到124sb，典 型的能譜見(jiàn)圖 2-5： 圖 2-5：r184 rra 熱交換器間環(huán)境譜 figure 2-5: energy spectral of the rra heat exchanger room (r184) 2.3.3 化容控制系統(tǒng)（rcv）中的核素沉積 大亞灣、嶺澳四臺(tái)機(jī)組 rcv 系統(tǒng)目前主要沉積核素為 110mag，其中一些低溫區(qū) 域 110mag 對(duì)劑量率的貢獻(xiàn)大于 80%，特別是主泵軸封水供應(yīng)管線等的劑量貢獻(xiàn)率幾 乎達(dá)到 100%，而下泄管線等一些溫度較高部分 110mag 對(duì)劑量率的貢獻(xiàn)也一般大于 50%（見(jiàn)圖 2-6） 。 124sb 58co 60co 上海交通大學(xué)工程碩士學(xué)位論文 第二章 輻射源項(xiàng)的調(diào)查于分析 17 0% 10% 20% 30% 40% 50% 60% 70% 80% 90% 100% rcv003pon227rcv017vpn323rcv013vprcv030vpw258r185 ag-110m1 co-60 co-58 圖2-6：d209大修后rcv系統(tǒng)能譜測(cè)量結(jié)果 figure 2-6: energy spectral of the rcv samples during d209 outage 從多年的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)來(lái)看，一般 110mag 沉積在管線上后就不再脫落，現(xiàn)場(chǎng)劑量率 只有通過(guò)衰變降低。圖 2-7 以嶺澳一號(hào)機(jī)組為例，從圖中可以看出，rcv 的輻射指 數(shù)同氧化凈化中的銀的濃度峰值密切相關(guān)，但因?yàn)?110mag 沉積后不再脫落，因此在 下一個(gè)換料周期中盡管銀的濃度已經(jīng)較低， 但 rcv 的輻射指數(shù)還是維持在較高水平。 0 500 1000 1500 2000 2500 3000 3500 4000 4500 l101l102l103l104l105l106l107大修 凈化結(jié)束后rcv指數(shù)（ sv/h) 氧化后銀峰值(mbq/m3) 圖2-7： rcv輻射指數(shù)同氧化中銀 110mag 濃度的變化關(guān)系 figure 2-7: relationship between the rcv radiation and 110mag in the water 2.3.4 其它輔助系統(tǒng) 其它輔助系統(tǒng)如 ptr、teu 等系統(tǒng)，目前也多是受 110mag 的影響。原因是因?yàn)?多次發(fā)生 9tep006de 銀釋放而導(dǎo)致系統(tǒng)受到 110mag 污染的影響，目前管線中的 110mag 基本還沒(méi)有消除。例如：d209 大修后因?yàn)?9tep006de 銀釋放導(dǎo)致 上海交通大學(xué)工程碩士學(xué)位論文 第二章 輻射源項(xiàng)的調(diào)查于分析 18 2ptr001po 受到 110mag 的污染。 （見(jiàn)圖 2-8） 。 圖2-8：d209大修后ptr001po110mag污染后劑量率變化趨勢(shì) figure 2-8: radiation trend of the ptr001po contaminated by110mag after d209 outage 2.4 各輻射核素主要影響范圍分析 3.3.1 60co co 的主要影響 從測(cè)量結(jié)果來(lái)看，60co 較少均勻沉積在設(shè)備的管線上，而主要是以雜質(zhì)的形態(tài) 存在，較容易沉積在排污管線、閥門等在雜質(zhì)容易沉積區(qū)域，而且 60co 的射線能 量高，照射率常數(shù)大，顯著的特點(diǎn)是對(duì)其沉積區(qū)域管線的屏蔽效果差。大亞灣及嶺 澳核電站主回路管線的布置基本上完全相同，因此雜志容易沉積區(qū)域也基本相同，通 過(guò)電站多年的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，基本確定了每次大修中都有雜質(zhì)沉積的固定區(qū)域，為此電站 在每次大修中都制定相關(guān)管線沖洗計(jì)劃，以去除當(dāng)中的雜質(zhì)。 根據(jù)取樣測(cè)量結(jié)果，通過(guò)不同核素的照射率常數(shù)進(jìn)行估算，1 克 60co 的放射 性活度可達(dá) 1,132 居里，如果作為點(diǎn)源來(lái)計(jì)算的話(直徑約為 6 毫米小球)，1 米遠(yuǎn)距 離的輻射水平可達(dá)到 15 sv/h。 另外 60co 的半衰期為 5.26 年， 具有明顯的累積效果。 而且其活化主要以檢修“碎屑”形式活化，因此極易形成輻射“熱點(diǎn)” ，在閥門檢修 中劑量的 60%80%是由 60co 貢獻(xiàn)。從 epri 的報(bào)告中可知，在世界范圍內(nèi) pwr 電站 60co 的劑量貢獻(xiàn)在 70%左右1。 而對(duì)于大亞灣及嶺澳核電站因?yàn)?10mag 劑量貢 獻(xiàn)比較大，使 60co 劑量貢獻(xiàn)比例略小，但從電站總的劑量中估算60co 劑量貢獻(xiàn)約 上海交通大學(xué)工程碩士學(xué)位論文 第二章 輻射源項(xiàng)的調(diào)查于分析 19 50%。 而 60co 的另外一種存在形式是“熱粒子”，其主要是由一回路設(shè)備的司特立合 金腐蝕、磨蝕或研磨的碎屑，經(jīng)過(guò)堆芯活化產(chǎn)生。這種合金的顆粒以任何方式（腐蝕 脫落、維修研磨碎屑?xì)埩粼谙到y(tǒng)中等）進(jìn)入堆芯，59co 與一個(gè)中子結(jié)合將產(chǎn)生活化 產(chǎn)物 60co。 在 2002 年 d108 大修卸料結(jié)束，反應(yīng)堆水池排水后，在水池底部放射性“熱粒 子”，儀表的測(cè)量結(jié)果顯示仍達(dá)到 4sv/h。在去除熱粒子的過(guò)程中，工作人員付出了 不小的劑量代價(jià)。特別是在放入水泥桶進(jìn)行固化處理時(shí)，在鋪了 10 層鉛皮,加入的鉛 屏蔽量高達(dá) 1.2 噸，才基本達(dá)到水泥桶表面 2 msv/h 的要求。 3.3.2 58co 的主要影響 從測(cè)量結(jié)果來(lái)看，58co 一般是均勻的沉積在設(shè)備的管線上，廣泛存在于各系統(tǒng) 設(shè)備中，其中在管線平直不易腐蝕產(chǎn)物沉積的區(qū)域，58co 所占的比重較大。 根據(jù)取樣測(cè)量結(jié)果，盡管 58co 比例不小，但是因?yàn)檎丈渎食?shù)比較小，半衰 期只有 71.4 天，在反應(yīng)堆中的生成量同衰變量很快會(huì)達(dá)到平衡，總量不會(huì)積累很高， 另外經(jīng)過(guò)管線本身的屏蔽作用后，對(duì)工作人員的輻射劑量影響不及 60co，另外在檢 修現(xiàn)場(chǎng)通過(guò)屏蔽，比較容易降低 58co 的射線影響，通過(guò)對(duì)劑量的粗略估算目前兩電 站 58co 劑量貢獻(xiàn)率約在 20%30%左右。 3.3.3 110mag 的主要影響 的主要影響 110mag 膠體（在 0.02-0.06m）似乎是污染回路的主要形態(tài)。目前電站的過(guò)濾器 (孔徑約 0.45m)和對(duì)其去除的效率極低。110mag 往往都是在一回路的氧化過(guò)程中產(chǎn) 生后，只能在凈化過(guò)程中通過(guò)冷卻劑流經(jīng)過(guò)濾器、除鹽床和沿途的設(shè)備時(shí)通過(guò)機(jī)械截 留的方式來(lái)消化這些 110mag 膠體。 特別是回路溫度較低的 rcv、 ren 熱交換器等是 110mag 吸附的主要區(qū)域。110mag 沉積在回路的溫度較低部分以后，就會(huì)較穩(wěn)定地存 在于設(shè)備管道中，在以后的機(jī)組運(yùn)行中通過(guò)核素的正常衰變來(lái)減少放射性影響。從測(cè) 譜結(jié)果的對(duì)比分析可看到，相同狀態(tài)下 rra 管線的主要輻射核素是 58co 而 rcv 管 線的主要輻射核素是 110mag 也說(shuō)明110mag 較易沉積在溫度較低區(qū)域管線中16。 上海交通大學(xué)工程碩士學(xué)位論文 第二章 輻射源項(xiàng)的調(diào)查于分析 20 但在 d209 大修中及大修后 110mag 沉積規(guī)律是逐漸積累式的增長(zhǎng)，周期長(zhǎng)達(dá)三至 四個(gè)月（增長(zhǎng)曲線參照?qǐng)D 6） ，增長(zhǎng)幅度也是前所未有。在機(jī)組的正常運(yùn)行期間，一回 路狀態(tài)較為穩(wěn)定，回路中不大可能大量釋放 110mag，110mag 產(chǎn)生的最可能的原因可能 是 tep006de 投運(yùn)時(shí)因水質(zhì)狀態(tài)改變導(dǎo)致除鹽床中機(jī)械吸附 110mag 的釋放。像 edf 就有在 tep 除鹽床效率試驗(yàn)時(shí)，因入口水 ph 的變化而釋放出 110mag 的事件。大亞灣 核電站在這方面也是有經(jīng)驗(yàn)教訓(xùn)的。 例如在 d208 大修中，除鹽床 9tep006de 切換運(yùn)行時(shí)，大量釋放 110mag，造成 主回路、化容系統(tǒng)、余熱導(dǎo)出系統(tǒng)以及廢液系統(tǒng)放射性水平大幅上升，平均增幅 2 倍左右。同樣在 d208 大修期間，在