方家山核電廠放射性熱點淺析

王 超 周辰昊 黃 昊

（中核核電運行管理有限公司，浙江 海鹽 314300）

0 前言

壓水堆型核電站的放射性幾乎全部來自反應堆裝載燃料組件的活性區域。 隨著核電站的運行，腐蝕活化產物不斷沉積在主系統及其輔助系統的設備、閥門、管道內壁，形成一些放射性較強（接觸劑量率大于房間環境劑量率3 倍，且絕對值超過500 μSv/h）的點或局部位置， 常稱之為放射性熱點。 這些熱點放射性水平較高、不易消除，是核電廠部分廠房或區域輻射水平升高的主要原因， 也是造成放射性熱點區域檢修人員輻射劑量較高的重要因素， 且因熱點輻射影響區域范圍較大，受照人群相對較大，雖個人劑量不大，但這種大區域、大人群、小劑量的累積，也是核電廠集體劑量的主要貢獻來源，同時通過周期性熱點的來源分析，能對機組的運行或維修提出改進，避免或減少熱點的產生。

1 方家山機組放射性熱點現狀

1.1 方家山機組日常運行期間放射性熱點整體情況

方家山機組截至2020 年5 月， 共計放射性熱點為24 個，對應的系統占比情況如表1 所示。

表1 方家山機組日常運行期間放射性熱點系統占比

1.2 方家山機組大修期間RX 廠房內放射性熱點整體情況

方家山機組OT104/204 大修， 兩機組R 廠房共計放射性熱點為55 個，對應的系統占比情況如表2 所示。

1.3 方家山機組放射性熱點管理現狀

（1）目前沒有針對核電廠典型放射性熱點的優化和管控，沒有進行系統的、成體系的研究。

（2）核電廠對于放射性熱點管理更多關注放射性熱點產生后如何進行及時有效的處理，缺少減少放射性熱點沉積的前期工作，特別是缺少從設計和設備安裝開始的成體系的參與或控制。

（3）放射性熱點產生后的處理流程在公司管理程序中有明確的規定，但缺少細化的可操作的完整流程。

（4）放射性熱點的數量相對較多，對集體劑量的貢獻較大，影響機組整體區域輻射指數。

2 方家機組放射性熱點沉積原理分析

2.1 設計不夠合理，導致系統放射性熱點沉積

對部分系統中可能流經放射性較高介質的系統，在設計上存在不足， 導致現場出現放射性沉積熱點，常見情況是在標高較低的區域設備呈向下的U 形結構、盲道、接合部、彎頭處或一些試驗盲管設置在標高較低或管道底部導致放射性熱點沉積。 例如：安全殼噴淋系統熱點、系統疏排水管道等。

2.2 設備內部結構復雜或不合理， 導致放射性熱點沉積

部分設備由于其本身設備內部結構較為復雜，導致放射性熱點容易沉積， 常見情況是系統熱交換器。例如：RCV 再生熱交換器、RCV 非再生和軸封水熱交換器、REN002RF 熱交換器等。

2.3 系統內部本身放射介質輻射水平高， 產生放射性熱點

部分化學容積控制系統的管道在過濾器和凈化床的前端，系統中介質輻射水平較高的情況，但是由于管道屏蔽設計不充分，現場放射性熱點產生。例如：NB223 房間RCV 下泄管道。

2.4 操作不規范或異常，導致放射性熱點沉積

部分涉及放射性水平較高的疏水隔離或其他操作，在操作過程中未進行有效的疏排水，或者運行控制方式不恰當，導致現場放射性熱點沉積。 常見情況是RCV 過濾器更換后隔離疏水導致熱點沉積，TES廢樹脂或濃縮液罐高放射介質儲存導致下游閥門熱點沉積。 例如：2RPE491VP 核島輸水排氣管道、2RPE926VD 核島輸水排氣管道等。

2.5 屏蔽設計不合理引起放射性熱點產生

對系統中介質放射性比活度相對較高的管道，在其結構復雜或閥門較多的區域，應該在設計過程中予以考慮，設備永久的屏蔽或者單獨作為房間僅在檢修的時間窗口才考慮人員的防護。例如：M310 機組典型的區域是NA214，NB224 房間的化學容積控制系統閥門間，NA213、NB223 房間的REA011 過濾器屏蔽薄弱， 以及K216、K256 房間的乏池冷卻凈化系統相關管道和閥門間，不應該設計在人員經常性經過的區域。

3 管理措施

放射性熱點產生的原因分為熱粒子沉積和系統中放射性介質的輻射水平高，其中絕大部分情況是放射性熱粒子沉積，其沉積原因主要是系統結構設計不合理、設備結構復雜、運行或操作不當等因素。放射性熱點因其形成原因、運行工況、所屬系統、輻射水平、影響范圍、危害程度等不一樣，處理的方式也并不能一概而論，針對機組放射性熱點的現狀和放射性熱點的沉積原理，可以從以下幾個方面入手加強管控:

（1）長周期跟蹤，大數據分析，建立典型放射性熱點的系列清單；

（2）建立典型放射性熱點的專項分析、處理制度；

（3）結合現場實踐，采取放射性熱點優化控制措施；

（4）建立可能產生放射性熱點區域的管控或沖洗方案；

（5）放射性熱點難題通過技術變更方式進行優化；

（6）對標同類型機組放射性熱點情況，吸收和借鑒外部良好實踐。

4 周期性熱點成因分析及對策

方家山機組輻射熱點絕大多數是都為永久性熱點，經統計周期性熱點為PTR601/602VB(換料水池排水閥) 和RCP121/221/321VP （1/2/3 環路冷段中壓安注逆止閥）兩處，現對其成因進行分析。

4.1 PTR601/602VB 處熱點

4.1.1 成因分析

PTR601VB 和PTR602VB 為換料水池和堆內構件池排水閥，該閥為球形閥，用于排掉池底最后剩余殘水， 正常時為關閉狀態， 僅在裝卸料后水池用PTR005PO 排水后，需要排掉池底殘水時使用。

在裝卸料過程中，由于換料水池中的水與冷卻劑系統的水相互交互， 且燃料元件上也有熱粒子脫落，導致水池底部殘水中含有大量熱粒子，當殘水通過池底濾網時大多數體積較大的熱粒子被攔截，體積較小的熱粒子通過濾網空隙隨著殘水一同流經PTR601/602VB 排往核島疏水排氣系統。 流程如圖1 所示。

圖1 PTR601/602VB 流程圖

由于現場PTR601/602VB 下方管線是開放管線，殘水經過PTR601/602VB 進入一個小漏斗收集后，才排入核島疏水排氣系統（見圖2）。 由于漏斗下方管線管徑僅有21mm， 導致疏水較慢， 如果漏斗上方PTR601/602VB 閥門全開會導致漏斗處滿水溢流，造成地面污染，因此排水時PTR601/602VB 一般僅有三分之一開度。 較小開度導致熱粒子在閥門處沉積形成熱點。

圖2 現場圖片

4.1.2 對策

通過變更， 將盲板后小頭不經過PTR601/602VB及原有核島疏排管線，直接連接在新排水管線上，新排水管線包括過濾器、排水泵及排水管，通過新排水管線直接通往核島疏水排氣系統地坑。這樣可有效避免熱粒子在PTR601/602VB閥門處沉積，產生放射性熱點。

4.2 RCP121/221/321VP 處熱點

4.2.1 成因分析

RCP121/221/321VP 分別為1/2/3 環路冷段中壓安注逆止閥，三個閥門均與一回路冷段相連接，作為中壓安注系統注入壓力容器的最后一道閥門，流程如圖3 所示。正常運行時一回路中的腐蝕活化產物隨著一回路冷卻劑循環至閥門后端沉積， 形成放射性熱點。 大修時由于余熱排出系統返回管線在RCP121/321VP 上游， 在余熱排出系統投入后， 對RCP121/321VP 處沉積的腐蝕活化產物有一定的沖刷作用，促使RCP121/321VP 處的熱點劑量率有一定的降低。

4.2.2 對策

中壓安注系統在一回路壓力1.5MPa 時， 進行隔離，防止中壓安注箱中的氮氣進入一回路，影響一回路自然循環。 可以考慮， 在一回路壓力降至1.5MPa后， 適當短暫開啟中壓管線電動隔離閥（RIS001/002/003VP）。 用部分中壓安注箱中的干凈硼酸溶液對RCP121/221/321VP 閥門沉積熱點進行沖洗， 這樣既可以有效降低大修時RCP121/221/321VP 處熱點劑量率水平，也不會造成氮氣進入一回路影響自然循環。

圖3 RCP121/221/321VP 相關流程圖

5 結論

方家山機組的放射性熱點眾多，通過分析熱點成因有各方面的影響因素，目前絕大多數采用的是熱點屏蔽的處理方式， 今后需多從源項和系統運行出發，分析出熱點沉積原因，通過系統沖洗或改變運行方式等手段來減少機組放射性熱點數量，解決電廠的實際難題，為行業輻射防護業績提升提供助力。