劉 強(qiáng)，劉大銀，田永亮

(中核核電運(yùn)行管理有限公司，浙江 海鹽 314303)

0 引言

集體劑量被世界核電營(yíng)運(yùn)者協(xié)會(huì)(WANO)作為運(yùn)行核電機(jī)組安全運(yùn)營(yíng)的重要性能指標(biāo)之一，它體現(xiàn)了核電機(jī)組的運(yùn)行、維修和安全的綜合管理水平，中國(guó)核電也將集體劑量作為一項(xiàng)衡量核電機(jī)組運(yùn)行業(yè)績(jī)和大修績(jī)效的考核評(píng)價(jià)指標(biāo)。針對(duì)M310機(jī)組和華龍機(jī)組的年度集體劑量指標(biāo)，中國(guó)核電和WANO性能指標(biāo)值和計(jì)算方法略有差異，但總體思路和目的卻完全一致，即通過指標(biāo)來更好地體現(xiàn)各運(yùn)行核電廠安全生產(chǎn)水平，從而促進(jìn)指標(biāo)弱項(xiàng)分析，引領(lǐng)核電廠安全生產(chǎn)績(jī)效持續(xù)提升，具體指標(biāo)值詳見表1。近20多年來，經(jīng)過世界各核電從業(yè)者的不斷努力和優(yōu)化，各運(yùn)行核電廠輻射防護(hù)水平取得了顯著進(jìn)步，WANO中心也計(jì)劃將壓水堆核電廠年度集體劑量滿分值由600 man·mSv/a提高至400 man·mSv/a，對(duì)核電廠輻射防護(hù)最優(yōu)化提出更高的要求。目前，我國(guó)自主研發(fā)的、擁有自主知識(shí)產(chǎn)權(quán)的第三代核電機(jī)組“華龍一號(hào)”作為國(guó)內(nèi)核電建設(shè)的主流堆型，也是浙江某華龍核電的堆型，但其對(duì)于集體劑量總體設(shè)計(jì)目標(biāo)值僅為600 man·mSv/a，在集體劑量上存在不滿足未來世界先進(jìn)水平的可能，要想在機(jī)組投運(yùn)后取得良好運(yùn)行業(yè)績(jī)，必須借鑒在役核電機(jī)組的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，采用新技術(shù)、新工藝、新材料和新設(shè)備，不斷進(jìn)行設(shè)計(jì)優(yōu)化。

表1 年度集體劑量性能指標(biāo)(M31O機(jī)組和華龍機(jī)組)

表2 反應(yīng)堆冷卻劑中放射性水平大小和濾芯精度的對(duì)照關(guān)系[6]

輻射防護(hù)最優(yōu)化是輻射防護(hù)的重要原則之一，必須貫穿于實(shí)踐或設(shè)施的選址、設(shè)計(jì)、運(yùn)行和退役的全過程[1]。近年來，國(guó)際上在輻射防護(hù)最優(yōu)化方面取得了一些新的進(jìn)展，其中部分輻射防護(hù)最優(yōu)化是與源相關(guān)的，而在設(shè)計(jì)階段，是控制源項(xiàng)的最好時(shí)期，因此在核電項(xiàng)目的設(shè)計(jì)階段就應(yīng)該應(yīng)用最優(yōu)化原則。

中國(guó)核電自從1991年12月15日我國(guó)大陸自行設(shè)計(jì)、建造的第一座壓水堆核電廠——秦山核電廠并網(wǎng)發(fā)電至今已有30多年，積累了豐富的營(yíng)運(yùn)、維修和輻射防護(hù)優(yōu)化經(jīng)驗(yàn)，應(yīng)充分借鑒現(xiàn)有壓水堆的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，從源頭做起，降低輻射水平，進(jìn)而達(dá)到保護(hù)公眾、保護(hù)環(huán)境的目的；同時(shí)，擦亮國(guó)家名片，助推“華龍一號(hào)”走向世界。

1 輻射源項(xiàng)產(chǎn)生機(jī)理

核電廠的輻射源項(xiàng)主要包括中子、裂變產(chǎn)物和活化腐蝕產(chǎn)物。壓水堆核電廠正常功率運(yùn)行時(shí)，基本不需要工作人員進(jìn)入反應(yīng)堆廠房?jī)?nèi)進(jìn)行設(shè)備異常處理，故所受到的輻射劑量基本都是大修期間由活化腐蝕產(chǎn)物沉積在設(shè)備/管道內(nèi)表面或溶解在冷卻劑中導(dǎo)致現(xiàn)場(chǎng)劑量升高所致。壓水堆核電廠在未發(fā)生燃料包殼破損的情況下，85%的堆芯外輻射場(chǎng)是由活化腐蝕產(chǎn)物造成的[2]。

一回路活化腐蝕產(chǎn)物產(chǎn)生于兩個(gè)途徑：一是燃料包殼或堆芯內(nèi)材料在堆芯內(nèi)活化，通過腐蝕/沖刷進(jìn)入冷卻劑中，沉積在堆芯外的設(shè)備內(nèi)表面；二是堆芯外與冷卻劑接觸的設(shè)備材料中鐵、鎳、鈷等易活化核素通過腐蝕、沖刷、磨損等方式進(jìn)入冷卻劑，這些腐蝕產(chǎn)物以“溶解—沉積”的動(dòng)態(tài)平衡方式在設(shè)備表面沉積層和冷卻劑中，一旦流入堆芯就會(huì)被中子活化，活化產(chǎn)物再次進(jìn)入到冷卻劑并沉積在一回路相連相關(guān)設(shè)備內(nèi)表面，就形成沉積源項(xiàng)。圖1為腐蝕產(chǎn)物產(chǎn)生機(jī)理的示意圖。

圖1 腐蝕產(chǎn)物的產(chǎn)生機(jī)理

腐蝕活化產(chǎn)物的形成及遷移主要包括如下幾個(gè)步驟：1)設(shè)備基體材料的腐蝕，生成腐蝕產(chǎn)物；2)腐蝕產(chǎn)物通過冷卻劑進(jìn)入堆芯，并沉積到燃料包殼表面；3)沉積到堆芯的腐蝕產(chǎn)物被中子活化后，產(chǎn)生活化腐蝕產(chǎn)物；4)活化腐蝕產(chǎn)物隨冷卻劑轉(zhuǎn)移到堆芯外；5)活化腐蝕產(chǎn)物沉積到堆芯外設(shè)備的內(nèi)表面，形成輻射場(chǎng)。輻射防護(hù)最優(yōu)化主要就是針對(duì)腐蝕產(chǎn)物形成和遷移各環(huán)節(jié)針對(duì)性地制訂優(yōu)化方案。

2 輻射防護(hù)最優(yōu)化設(shè)計(jì)改進(jìn)

活化腐蝕產(chǎn)物的種類與一回路相關(guān)系統(tǒng)設(shè)備所使用的材料密切相關(guān)。壓水堆核電廠一回路系統(tǒng)中大量采用鎳基合金材料，其主要成分包括鎳、鉻、鐵、錳等，部分核電廠系統(tǒng)設(shè)備中添加了鈷、銀、銻等金屬，因此腐蝕產(chǎn)物中也存在鈷、銀、銻的同位素。在核電廠的設(shè)計(jì)階段，如何有效地對(duì)輻射源項(xiàng)的產(chǎn)生、擴(kuò)散、遷移、凈化、沉積加以控制，借助在役核電廠運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)反饋提高設(shè)備可靠性，以減少輻射控制區(qū)維修工作量，準(zhǔn)確地對(duì)源項(xiàng)大小及其分布與影響進(jìn)行評(píng)估是輻射防護(hù)最優(yōu)化設(shè)計(jì)的核心。

2.1 輻射源項(xiàng)優(yōu)化

堆芯外設(shè)備表面(特別是蒸汽發(fā)生器傳熱管和環(huán)路管道)的腐蝕產(chǎn)物遷移和溶解到冷卻劑中，通過沉淀或顆粒遷移，沉積在燃料表面活化，又通過沖刷或溶解從燃料表面釋放到冷卻劑中。輻射源項(xiàng)優(yōu)化設(shè)計(jì)的目的就是減少易活化核素(如鈷、鎳、銻、銀等)進(jìn)入主系統(tǒng)，避免活化腐蝕產(chǎn)物沉積導(dǎo)致現(xiàn)場(chǎng)劑量水平升高。60Co一直是備受關(guān)注的，在一些電廠中60Co對(duì)個(gè)人劑量的貢獻(xiàn)高達(dá)90%以上[3]。通過材料替代和關(guān)鍵核素含量的控制，可以有效控制60Co、122Sb、124Sb和110mAg等核素的放射性水平。

在設(shè)計(jì)階段，除嚴(yán)格限制燃料組件及反應(yīng)堆材料與一回路冷卻劑接觸部件中的Co含量(Inconel 690TT，其Co含量不超過0.016%，其他主回路設(shè)備Co的含量不超過0.06%)外，采取“使用不含鈷的鋯合金替代含鈷燃料格架(因科鎳合金)、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、與一回路冷卻劑接觸安全閥和節(jié)流孔板法蘭密封使用石墨材質(zhì)墊片替代Helicoflex墊片、與一回路冷卻劑接觸的泵(如上充泵、安注泵、停冷泵、乏池凈化泵等)使用無銻軸承、避免在一回路和相關(guān)系統(tǒng)設(shè)備上使用含銀的焊材”等優(yōu)化措施，盡量減少這些易活化核素因磨損、腐蝕被帶入堆芯從而被活化。

另外，堆芯外設(shè)備材料的腐蝕產(chǎn)物主要來源于蒸汽發(fā)生器傳熱管和主管道表面，雖然與冷卻劑接觸的設(shè)備表面存在保護(hù)性氧化膜，具有一定的耐腐蝕性能，但蒸汽發(fā)生器傳熱管與一回路冷卻劑接觸的濕表面達(dá)到一回路系統(tǒng)內(nèi)表面的60%以上，因此58Co一直是核電廠一回路監(jiān)測(cè)的關(guān)鍵核素之一[2]，蒸汽發(fā)生器傳熱管的材料對(duì)機(jī)組輻射源項(xiàng)的影響特別大。由于Incoloy 800合金中鎳和鉻含量比Inconel 690TT合金要低得多，據(jù)統(tǒng)計(jì)采用Incoloy 800作為蒸汽發(fā)生器傳熱管材料的壓水堆核電廠，停堆時(shí)一回路的輻照強(qiáng)度要降低26%左右。但國(guó)內(nèi)還無法批量生產(chǎn)能夠用于壓水堆核電廠蒸汽發(fā)生器傳熱管級(jí)的Incoloy 800合金管材，Inconel 690TT仍是國(guó)內(nèi)壓水堆電廠的主要結(jié)構(gòu)材料之一，目前還無法替代[3，4]。需要國(guó)內(nèi)研究院所加大科研力度，早日研發(fā)出能夠用于壓水堆核電廠蒸汽發(fā)生器傳熱管級(jí)的Incoloy 800合金管材并批量化生產(chǎn)，為我國(guó)核電事業(yè)的發(fā)展奠定堅(jiān)強(qiáng)的物質(zhì)基礎(chǔ)和技術(shù)支撐。

2.2 抑制活化腐蝕產(chǎn)物向冷卻劑中釋放

20世紀(jì)80年代，人們發(fā)現(xiàn)使用黃銅冷凝管的BWR具有較低的堆外輻射場(chǎng)。研究表明，其機(jī)理是黃銅中的鋅被選擇性腐蝕，進(jìn)入到給水中，這些“天然鋅”抑制了60Co的形成，從而降低了堆外輻射場(chǎng)；美國(guó)通用電氣研究發(fā)現(xiàn)，向冷卻劑注入鋅，通過給水中的鋅離子與60Co競(jìng)爭(zhēng)腐蝕沉積層中晶體的電子空穴，可以阻止設(shè)備表面沉積的60Co向冷卻劑中釋放，從而達(dá)到降低劑量率。

目前，在美國(guó)和歐洲一些國(guó)家的壓水堆核電廠普遍在一回路冷卻劑中注入(5～30)×10-9的鋅溶液，較高的鋅濃度除了可以更有效地緩解敏感材料應(yīng)力腐蝕開裂(PWSCC)，還可以持續(xù)地降低停堆時(shí)的劑量率水平。部分核電廠采用貧化鋅代替天然鋅，以避免鋅元素被更多的活化成放射性的65Zn，可以更有效地降低劑量率。

國(guó)際上已有超過100臺(tái)核電機(jī)組采用了一回路系統(tǒng)注鋅運(yùn)行，但在國(guó)內(nèi)僅三門核電和海陽核電4臺(tái)AP1000機(jī)組上采用了注鋅技術(shù)。方家山核電、福清核電和漳州核電均與國(guó)內(nèi)科研院所開展科研攻關(guān)，并有望在2023年完成科研結(jié)項(xiàng)。

注鋅操作對(duì)CF3燃料完整性和燃料性能的影響尚無定論，為了在某華龍核電上應(yīng)用注鋅技術(shù)，在設(shè)計(jì)初期，就向設(shè)計(jì)方提出預(yù)留接口和足夠的設(shè)備安裝空間，一旦該科研項(xiàng)目通過國(guó)家核安全監(jiān)管機(jī)構(gòu)的評(píng)審，就可以通過變更方式應(yīng)用該技術(shù)，以新技術(shù)助推機(jī)組的運(yùn)行業(yè)績(jī)提升。

2.3 提高冷卻劑放射性顆粒過濾凈化能力

腐蝕產(chǎn)物實(shí)際上是由金屬氧化物組成的混合物，一般以鎳代鐵酸鹽或者磁鐵礦的形式存在，由小于0.1 μm膠狀體到超過10 μm的單晶體顆粒所組成，大部分腐蝕產(chǎn)物微粒在0.1 μm到4.0 μm之間[5]。美國(guó)專業(yè)核級(jí)濾芯生產(chǎn)廠研究表明，反應(yīng)堆冷卻劑凈化濾材的過濾精度越高，回路中的放射性越低[6]。反應(yīng)堆冷卻劑中過濾器濾芯放射性水平隨投運(yùn)時(shí)間變化與濾芯精度的對(duì)照關(guān)系如圖2所示。美國(guó)核電廠已經(jīng)將所有與一回路相關(guān)的過濾器濾芯精度提升至0.1 μm。

圖2 反應(yīng)堆冷卻劑中過濾器濾芯放射性水平隨投運(yùn)時(shí)間變化與濾芯精度的對(duì)照關(guān)系

目前“華龍一號(hào)”的標(biāo)準(zhǔn)設(shè)計(jì)，對(duì)于化學(xué)和容積控制系統(tǒng)下泄過濾器濾芯要求為0.45 μm、乏燃料池水過濾器和反應(yīng)堆堆腔過濾器濾芯要求為5 μm，對(duì)于粒徑小于濾芯孔徑的顆粒無法起到過濾作用。

在某華龍核電設(shè)計(jì)階段，就提出將化學(xué)和容積控制系統(tǒng)下泄過濾器濾芯升級(jí)至0.1 μm、乏燃料池水過濾器和反應(yīng)堆堆腔過濾器濾芯升級(jí)至0.45 μm的要求。這樣，在機(jī)組調(diào)試期間，就通過小孔徑的過濾器濾芯將系統(tǒng)/設(shè)備產(chǎn)生的腐蝕產(chǎn)物進(jìn)行過濾，減少腐蝕產(chǎn)物隨冷卻劑流動(dòng)帶入堆芯被活化的量，維持一回路的水質(zhì)在最佳狀態(tài)，從而保證機(jī)組一回路相關(guān)設(shè)備現(xiàn)場(chǎng)劑量不會(huì)因活化腐蝕產(chǎn)物過多沉積在設(shè)備內(nèi)表面而升高，避免后續(xù)實(shí)施過濾器濾芯升級(jí)變更因短期急速過濾導(dǎo)致濾芯頻繁堵塞的運(yùn)行異常問題。

2.4 減少腐蝕產(chǎn)物沉積量

蒸汽發(fā)生器是核電廠中重要設(shè)備，一回路與二回路通過蒸汽發(fā)生器實(shí)現(xiàn)隔離。由于蒸汽發(fā)生器一次側(cè)水室封頭內(nèi)表面及傳熱管內(nèi)表面長(zhǎng)期直接與一次側(cè)含有放射性微粒雜質(zhì)的冷卻劑接觸，運(yùn)行一段時(shí)間后在蒸汽發(fā)生器粗糙表面凹痕處易積聚很多放射性微粒，導(dǎo)致現(xiàn)場(chǎng)劑量率增加。研究結(jié)果顯示，絕大多數(shù)腐蝕產(chǎn)物是以沉積物的形式存在，在蒸汽發(fā)生器下封頭一次側(cè)內(nèi)表面具有高殘留放射物，其中半球形封頭內(nèi)表面和分隔板表面所積累的放射性雜質(zhì)占總劑量率可達(dá)50%以上[7]。通過機(jī)械或電解拋光的方法對(duì)新安裝的設(shè)備或更換的部件內(nèi)表面進(jìn)行拋光，然后進(jìn)行預(yù)氧化處理，使其內(nèi)表面形成致密的氧化層，既降低了設(shè)備內(nèi)表面的腐蝕速率，又可以減少腐蝕活化產(chǎn)物在其表面沉積。有數(shù)據(jù)表明，蒸汽發(fā)生器表面在經(jīng)過電解拋光處理后，在持續(xù)運(yùn)行三個(gè)滿功率換料周期后，其表面上累積的放射性減少了4/5[8，9]。

電解拋光技術(shù)已在國(guó)內(nèi)汽車制造、過濾機(jī)械、石油化工、醫(yī)療衛(wèi)生及建筑裝飾等領(lǐng)域技術(shù)較為成熟且得到廣泛應(yīng)用，且已在4臺(tái)核電機(jī)組蒸汽發(fā)生器上成功應(yīng)用經(jīng)驗(yàn)，浙江某華龍核電蒸汽發(fā)生器的設(shè)計(jì)和制造已采納該技術(shù)，為機(jī)組后續(xù)運(yùn)行集體劑量的降低做好技術(shù)保障。后續(xù)，建議擴(kuò)大電解拋光技術(shù)的應(yīng)用范圍，建議在壓力容器、主管道、主泵泵殼等核電設(shè)備上推廣和應(yīng)用，助推我國(guó)后續(xù)華龍機(jī)組進(jìn)一步做優(yōu)做強(qiáng)。

另外，針對(duì)一些一回路疏水不暢或排不凈，易導(dǎo)致放射性物質(zhì)沉積的管線，考慮對(duì)這些管線設(shè)置一定傾斜度，以減少放射性物質(zhì)局部積累；對(duì)于一些容易產(chǎn)生放射性物質(zhì)沉積的管線和部位，考慮增設(shè)沖洗管線，在出現(xiàn)局部熱點(diǎn)后有手段通過沖洗將熱點(diǎn)消除。對(duì)于一些容易導(dǎo)致放射性物質(zhì)沉積在邊角部位的設(shè)備，如燃料轉(zhuǎn)運(yùn)小車，考慮通過結(jié)構(gòu)優(yōu)化，消除邊角，從而避免放射性物質(zhì)在該部位沉積，為現(xiàn)場(chǎng)工作人員創(chuàng)造低劑量的工作環(huán)境，提高核電廠運(yùn)行的經(jīng)濟(jì)性，更好地體現(xiàn)核電廠的環(huán)境友好特性。

3 運(yùn)行機(jī)組經(jīng)驗(yàn)反饋篩選和應(yīng)用

在某華龍核電設(shè)計(jì)初期，就全面梳理國(guó)內(nèi)運(yùn)行和在建機(jī)組的經(jīng)驗(yàn)反饋、變更改造、設(shè)計(jì)改進(jìn)約14 735余項(xiàng)，尤其是“華龍一號(hào)”首堆首循環(huán)的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，歸納總結(jié)出重大設(shè)計(jì)改進(jìn)39項(xiàng)、一般設(shè)計(jì)改進(jìn)247項(xiàng)、一般設(shè)計(jì)優(yōu)化646項(xiàng)。這些改進(jìn)項(xiàng)的落地將對(duì)浙江金七門核電廠的安全性、可靠性和經(jīng)濟(jì)性有極大的提升；同時(shí)，在機(jī)組建設(shè)期間實(shí)施這些改進(jìn)項(xiàng)，既避免了重復(fù)投資，節(jié)省運(yùn)營(yíng)成本，又有效避免機(jī)組運(yùn)行后在有輻射環(huán)境實(shí)施變更增加無謂劑量；此外，也將有力推進(jìn)華龍機(jī)組的持續(xù)改進(jìn)，從而促進(jìn)工程質(zhì)量和機(jī)組性能的不斷提升。

4 結(jié)束語

浙江某華龍核電在設(shè)計(jì)階段，在充分吸取“華龍一號(hào)”首堆以及國(guó)內(nèi)外運(yùn)行核電機(jī)組運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)的基礎(chǔ)上，采用“輻射源項(xiàng)設(shè)計(jì)優(yōu)化、主系統(tǒng)注鋅技術(shù)、提高冷卻劑放射性顆粒過濾凈化能力、減少腐蝕產(chǎn)物沉積量以及運(yùn)行機(jī)組經(jīng)驗(yàn)反饋篩選和應(yīng)用”等輻射防護(hù)最優(yōu)化措施，有望在機(jī)組投運(yùn)后大修職業(yè)照射的輻射劑量降低至400 man·mSv/a以下，達(dá)到世界先進(jìn)水平，為機(jī)組后續(xù)投運(yùn)取得良好的運(yùn)行業(yè)績(jī)打下堅(jiān)實(shí)的基礎(chǔ)。