陳健菠 陳堅 楊巖
(福建寧德核電有限公司 福建福鼎 355200)
移動式放射性水回路熱點處理裝置的設計與應用
陳健菠 陳堅 楊巖
(福建寧德核電有限公司 福建福鼎 355200)
在壓水堆核電站,因活化腐蝕產物的沉積,在系統中形成了熱點,其輻照水平往往很高,影響生產維修工作,增加電站工作人員集體劑量。本文在總結借鑒其它處理方法的基礎上,介紹一種移動式熱點處理裝置,其特點是,可移動接近熱點區域并實施熱點清除;為捕獲熱粒子,裝置配備了過濾和除鹽單元;為保護裝置操作人員,裝置對動力、過濾和除鹽單元增加了輻射屏蔽保護。本裝置在某廠大修實踐應用中,表現了明顯的熱點清除效果,同時針對裝置應用過程中的不足,提出了改進建議。
熱點;過濾;除鹽;處理
在壓水堆核電站,沉積在一回路的活化腐蝕產物是電站集體劑量的主要貢獻者,高達80%~90%[1]。它們產生于電站結構基材內表面,被冷卻劑帶入堆芯活化后再被釋放沉積在系統內壁;在大修期間的氧化還原工藝作用下,又被剝離[2]。
被剝離的活化腐蝕產物雖能被系統逐步濾除,但仍有一部分會沉積在回路死角;它們不僅單體輻照水平高,富集疊加起來的水平更高,于是在系統中就出現了熱點,接觸劑量率高達Sv級;按照電站輻射安全管理制度,禁止人員在熱點周邊工作,它們給電站的安全管理帶來了風險和障礙。因此,必須去除這些熱點。本文闡述一種移動式放射性水回路熱點處理裝置,并在大修現場實踐應用。
2.1 系統沖洗
持續局部循環,將熱粒子向下游沖洗,再利用下游的過濾器或除鹽床凈化。
2.1.1 優點。(1)利用系統自身的循環凈化功能,無需新增設備、無需制定新的運行方案。(2)也能實現自動化、遠程操作,減少就地操作,降低集體劑量。
2.1.2 不足。(1)凈化不能全面、徹底。正因為是冷卻劑沒有將熱粒子帶走而形成的熱點,繼續使用系統自身的循環未必能將熱點全部去除。即便是通過流量的調整進行擾動,但仍會殘留;接觸劑量率會有所降低,但降低程度有限。(2)對系統的占用時間長,延誤電站生產計劃,影響經濟效益。(3)增加電站資源消耗,增加運營成本。
2.2 壓縮空氣吹掃
隔離、排空存在熱點的設備,兩端開口,利用壓縮氣體正、反向多次吹掃;在下游安裝過濾器,吸附、攔截沖出的熱粒子。
2.2.1 優點
利用電站現有資源,工藝簡單、易實施;可正反向吹掃。
2.2.2 不足
(1)開工先決條件苛刻。要求兩端能隔離、能開口,能安裝吹掃和收集設施;還要求被吹掃設備彎頭少、長度短。
(2)存在設備內不明狀態的放射性物質被釋放、且未被下游過濾器攔截的可能,存在人員內污染的隱患。
(3)設備自身結構復雜,影響吹掃效果。
2.3 割管處理
隔離、排空、拆卸存在熱點的設備;重新安裝新設備,或離線去污后再回裝。
2.3.1 優點。能徹底清除熱點。
2.3.2 缺點。(1)對系統的占用時間長,延誤電站的生產計劃,影響電站經濟效益。(2)外照射風險高,集體劑量高。(3)核島空間狹小,施工難度大。
使用上述傳統處理方式處理熱點,代價大、風險高、效果差。可見,需要尋找一種新型的處理工藝和裝置,既能安全、快捷、高效的去除熱點,還能控制風險、降低集體劑量、提升電站經濟效益。
移動式放射性水回路熱點處理裝置(下簡稱“裝置”)的原理是通過動力單元將帶有熱粒子的流體提升到裝置中,由過濾和除鹽單元將流體中的顆粒濾除、將Co、Cs、Ag等典型核素凈化[3];利用回流單元將沉積的熱粒子擾動起來后,再通過進水單元引入裝置,形成閉路循環、持續處理,達到轉移熱粒子、消除熱點進而控制外照射風險、降低環境劑量的目的;并通過壓差、劑量和流量的監測控制運行參數。
該裝置通過對熱點的處理,不僅能有效降低環境劑量率、減少外照射風險、為檢修工作創造良好條件;還在工作過程中采取有效措施實踐“合理可能盡量低”的輻射防護最優化原則,確保照射風險和集體劑量能得到有效控制:不僅該裝置主要單元安裝了鉛板,并預留了掛點,必要時可附加鉛皮以增強自屏蔽效果;吸附了熱粒子的濾芯也可安全、快捷的更換,再利用電站現有工藝處理;可實現遠程控制,體積小、重量輕、具有良好的可移動性,便于現場靈活布置。
該裝置具有上述優點,較常見處理方式在工藝流程、風險控制、經濟效益等方面都具有明顯優勢。
該裝置由進水單元、動力單元、過濾單元、除鹽單元、回水單元、壓差監測單元、劑量監測單元、流量監測單元八個模塊組成。
4.1 進水單元。其功能是在泵的作用下,將系統中含有熱粒子的流體引入裝置。有兩種不同的接入方式:一種是直接接在系統上;還可以將換向吸頭插入系統內部的熱點區域,進行抽吸。
4.2 動力單元。其功能是為凈化流體提供動力。該單元主要由氣動隔膜泵、壓力調節閥等組成。整個單元外設支架,安裝鉛板,設不銹鋼敷面;設制動滑輪、吊耳、接液措施等。該單元尺寸(長×寬×高)不大于:450mm×450mm×900mm。
4.3 過濾單元。其功能是將流體中粒徑>5μm的雜物濾除,保護下游除鹽單元。該單元主體是一個過濾器;其法蘭面使用快開活節螺栓固定,使用插拔式標準口徑優質濾芯,可快速更換。該單元支架同動力單元,但鉛板加厚。
4.4 除鹽單元。其功能是將流體中的典型核素通過除鹽柱凈化,進一步降低放射性水平。該單元主體是一個除鹽器;其法蘭面使用
快開活節螺栓固定,使用插拔式標準口徑優質除鹽柱,可快速更換。該除鹽柱具有較強的選擇性,對典型核素選擇性去除率高。該單元支架同過濾單元。
4.5 壓差監測單元。用于監測過濾和除鹽單元的壓差,作為更換過濾器和除鹽器的指示參數。
4.6 劑量監測單元。用于監測過濾和除鹽單元的外表接觸劑量率,作為更換濾芯和除鹽柱的指示參數。該單元主要由探頭、遠程劑量讀取儀表組成。
4.7 流量監測單元。用于計量已處理的流體體積,結合化學指標和除鹽柱的最大交換容量評估除鹽單元工作狀態。由一個浮子流量計組成。
4.8 回流單元。通過回流將沉積的熱粒子擾動起來,以便通過進水管將這些擾動起來的熱粒子引入裝置;形成閉路循環、持續處理。
5.1 系統工作流程

圖1 裝置工藝流程圖
5.2 裝置的安裝
按圖1連接設備。首先將進水管接入或將換向接頭插入設備中,并將出水管接回或插回設備內熱點區域。再連接將氣動泵的動力管線;此時,壓力調節閥開度應為0。將劑量監測單元的探頭安裝在過濾和除鹽單元的預定位置,開啟儀表,示數穩定后記錄初始值;記錄這兩個單元的初始壓差。
5.3 裝置的運行
檢查確認裝置已按工藝連接好,全開水路閥門(氣路閥門仍關閉)。在低本底區域開啟壓力調節閥,控制流量。帶有熱粒子的流體經泵提升進入過濾單元,大粒徑雜質被攔截;再流經除鹽單元,放射性核素得到凈化。這些經過處理的流體再回流到系統中,將沉積的熱粒子擾動起來;擾動起來的熱粒子再被抽入裝置,循環凈化。
運行過程中應及時監測壓差和接觸劑量率,根據數據判斷裝置的工作狀態和對熱點的處理效果。
(1)當壓差或接觸劑量率達到預定值時,停運設備,更換過濾單元濾芯。(2)當壓差、接觸劑量率或累計凈化容量達到預定值時,停運設備,更換除鹽單元除鹽柱。
通過裝置對含有熱粒子的流體進行持續的循環過濾和除鹽處理,達到去除熱點的目的。當過濾和除鹽單元的接觸劑量率升高趨穩后,再次測量系統曾經的熱點區域;當其接觸劑量率和環境劑量率下降到可接受的范圍,停運、拆除裝置,向后續工作移交場地。
6.1 輻射安全
6.1.1 外照射風險。該裝置在轉移了系統中的熱粒子后,其放射性水平升高。但其本體已安裝一定厚度的鉛板;同時可根據需要附加鉛皮,能有效控制外照射風險。在工作結束前使用SED水沖洗管路并空轉1mim,將裝置內的殘水排盡,降低本體劑量。同時,該套裝置可遠程操作和監測,設有快開螺栓、使用插拔式標準接口可快速更換濾芯,能有效降低受照風險和集體劑量。
6.1.2 污染擴散風險。采取如下措施防止殘液灑落:設有接液盤;設備停運后,關閉閥門,再用塑料袋扎口。
6.2 工業安全
選用優質不銹鋼加工,本體強度充裕;對容器開展了水壓和密閉性試驗。均采用制動滑輪,防止裝置工作期間的滑動。
在某濱海核電站的十年大修中,某閥門故障;但該處的接觸劑量率高達3.7Sv/h、1m遠處環境劑量率達400mSv/h,判斷該處有熱粒子聚集。該缺陷必須處理,否則制約后續“一回路水壓試驗”關鍵路徑;按照電站輻射安全管理制度,禁止人員在熱點周邊工作。此期間設備滿水且開口;使用本裝置對這個熱點持續循環處理,成功將其接觸劑量率下降到30mSv/h、1m遠處環境劑量率下降到800μSv/h,為檢修工作創造了安全條件。
但該裝置的放射性水平明顯增加:過濾單元廢濾芯的接觸劑量率達2.1Sv/h、除鹽單元廢交換柱的接觸劑量率達0.8Sv/h、動力單元的接觸劑量率達5.3mSv/h。過濾單元鉛屏蔽外接觸劑量率為480mSv/h(過濾單元直接使用行車吊入屏蔽桶內轉移),本體具有一定自屏蔽能力。且在使用、轉移過程中,防跑水措施嚴密,未發生污染擴散事件。整個處理過程,集體劑量為3.2man.mSv。裝置性能得到了進一步驗證。相關數據見表1、表2:

表1 熱點處理前后閥門輻射水平對比

表2 熱點處理前后裝置接觸劑量率對比
實踐表明,該裝置對處理系統熱點效果良好(見表1、表2),明顯的降低了熱點區域的接觸劑量率和環境劑量率,為檢修工作創造了良好條件,為電站集體劑量控制做出了貢獻;該裝置能實施遠程控制和監控,特別是過濾和除鹽單元采用標準接口、采用插拔式作業可快速更換失效的濾芯,加上自身的屏蔽措施,保證整個熱點處理過程風險可控,集體劑量低。同時,該裝置在熱點處理過程中,對系統的占用時間短、對大修關鍵路徑的影響小、投入少,是電站降本增效的良好措施之一。
但該裝置對復雜管路內的熱點處理難度大,主要原因是進出水單元不能“隨意”的進入設備內部任一區域,尚需在實踐中不斷優化,以滿足不同工況下的熱點處理需要。
[1]付亞茹,梅其良,潘楠,李懷斌.CORA程序介紹和在腐蝕產物控制措施上的應用[J].輻射防護,2014,34(1)∶337-342.
[2]熊軍,蔣振宇,唐邵華.CPR1000停堆開蓋一回路冷卻劑中58Co放射性濃度分析[J].輻射防護,2013,33(4)∶21-25.
[3]黃雅文.幾種高選擇性無機離子交換劑在放射性廢水處理中的應用[J].輻射防護通訊,2009,29(6)∶16-20.
陳健菠(1981-),男,2005年7月畢業于東北電力大學應用化學專業,獲學士學位,工程師。