壓水堆核電廠放射性固體廢物處理系統(tǒng)監(jiān)測(cè)道優(yōu)化方案

陳露軒，郝朋飛，薛生虎

壓水堆核電廠放射性固體廢物處理系統(tǒng)監(jiān)測(cè)道優(yōu)化方案

陳露軒1，郝朋飛2，薛生虎1

（1. 中國計(jì)量大學(xué)，浙江 杭州 310000；2. 中國核電工程有限公司，北京 100084）

核電廠運(yùn)行期間會(huì)產(chǎn)生一定量的放射性廢物。在放射性廢物處理和暫存期間需實(shí)施有效的在線劑量監(jiān)測(cè)，以確保核電廠放射性管控的有效性。本文以國內(nèi)主流的M310型壓水堆核電廠放射性固體廢物處理系統(tǒng)的放射性監(jiān)測(cè)通道為對(duì)象，通過輻射劑量計(jì)算軟件（Microshield）對(duì)監(jiān)測(cè)通道閾值設(shè)定進(jìn)行了模擬計(jì)算，提出了優(yōu)化設(shè)計(jì)壓水堆核電廠放射性固體廢物處理系統(tǒng)通道閾值的工藝方案。目前該設(shè)計(jì)已經(jīng)在部分核電廠得以實(shí)施。

核電廠；固體廢物；監(jiān)測(cè)通道；閾值復(fù)核

放射性固體廢物處理系統(tǒng)監(jiān)測(cè)通道主要用于核電廠固體廢棄物暫存區(qū)輻射劑量的檢測(cè)，防止對(duì)暫存區(qū)附近的工作人員造成輻射危害。電廠設(shè)置了9KRT508MA、9KRT509MA和9KRT511MA暫存區(qū)監(jiān)測(cè)通道，主要用于確保反應(yīng)堆正常運(yùn)行產(chǎn)生的裂變產(chǎn)物、腐蝕產(chǎn)物或活化產(chǎn)物不向外環(huán)境泄漏，保障附近區(qū)域人員的輻射安全。目前部分在運(yùn)核電廠由于工藝更新?lián)Q代，將原來的混凝土廢物桶改為了現(xiàn)在的金屬鋼桶，提高了暫存區(qū)的空間使用效率，但在實(shí)際運(yùn)行過程中，由于鋼桶輻射屏蔽較混凝土桶低，放射性參數(shù)超出了原監(jiān)測(cè)通道閾值，導(dǎo)致主控室內(nèi)一直處于報(bào)警狀態(tài)，對(duì)主控室操縱員形成了干擾。

針對(duì)以上問題，本文通過點(diǎn)核積分Microshield輻射劑量計(jì)算對(duì)監(jiān)測(cè)通道閾值進(jìn)行了復(fù)核，并結(jié)合現(xiàn)場(chǎng)實(shí)際情況設(shè)計(jì)了優(yōu)化方案，確保對(duì)輻射監(jiān)測(cè)紅區(qū)內(nèi)的監(jiān)控，方便紅區(qū)附近作業(yè)人員自身防護(hù)管理，避免對(duì)主控室操縱員的干擾。優(yōu)化后的研究成果可用于指導(dǎo)同類壓水堆輻射監(jiān)測(cè)系統(tǒng)的設(shè)計(jì)及技術(shù)改造，對(duì)提高電廠的輻射防護(hù)水平有重要意義。

1　系統(tǒng)功能

1.1　接收廢物源項(xiàng)

目前部分在運(yùn)壓水堆核電廠由于工藝更新?lián)Q代，廢樹脂和濃縮液放射性固體廢物采用了400 L固化鋼桶來接收和處理，其特性參數(shù)如表 1所示，由表中可知其放射性水平較高，廢物接收量大。若缺乏有效儀表監(jiān)測(cè)，會(huì)對(duì)操作人員安全造成影響。

1.2　輻射監(jiān)測(cè)系統(tǒng)功能

廢樹脂和濃縮液放射性固體廢物的處理工業(yè)在廠房設(shè)置有固定式輻射監(jiān)測(cè)系統(tǒng)（設(shè)備位號(hào)為9KRT508MA、9KRT509MA和9KRT511MA）通道，用于監(jiān)測(cè)區(qū)域的輻射劑量率和空氣活度濃度，保證電廠工作人員免受不必要的輻射照射。另外，監(jiān)測(cè)系統(tǒng)還能向輻射防護(hù)人員、技術(shù)支持人員以及輻射應(yīng)急人員提供暫存庫內(nèi)的輻射水平信息，該信息可供有關(guān)人員分析[7]、查找和判斷可能的故障，以便及時(shí)處理故障，保證廢物處理系統(tǒng)安全運(yùn)行[1]。

表1　400 L桶廢物特性參數(shù)統(tǒng)計(jì)表

核電廠每年會(huì)對(duì)控制區(qū)進(jìn)行輻射水平測(cè)量，依據(jù)測(cè)量數(shù)據(jù)、輻射控制限制和平均工作人員作業(yè)時(shí)間，初步將控制區(qū)可劃分為：綠區(qū)（0.002 5 mSv/h≤環(huán)境劑量率≤0.01 mSv/h）、黃區(qū)（0.01 mSv/h＜環(huán)境劑量率≤1 mSv/h）、橙區(qū)（0.1 mSv/h＜環(huán)境劑量率≤100 mSv/h）和紅區(qū)（＞100 mSv/h）。

以9KRT508MA監(jiān)測(cè)道為例，監(jiān)測(cè)通道布置于房間的墻體內(nèi)，安裝于輻射黃區(qū)的DN470房間（工作人員操作間），探頭伸至ND405房間（放廢存放操作間）內(nèi)進(jìn)行測(cè)量。ND405房間的設(shè)計(jì)輻射分區(qū)為紅區(qū)，9KRT508MA監(jiān)測(cè)通道的布置圖如圖1所示，即可在輻射劑量較低的區(qū)域內(nèi)對(duì)高放射性區(qū)域進(jìn)行監(jiān)測(cè)，ND470[1]房間及相鄰房間的輻射分區(qū)如圖2所示。

廢樹脂和濃縮液放射性固體廢物的處理工業(yè)在廠房設(shè)置有固定[8]式輻射監(jiān)測(cè)系統(tǒng)（設(shè)備位號(hào)為9KRT508MA、9KRT509MA和9KRT511MA）通道，用于監(jiān)測(cè)區(qū)域的輻射劑量率和空氣活度濃度，保證電廠工作人員免受不必要的輻射照射。另外，監(jiān)測(cè)系統(tǒng)還能向輻射防護(hù)人員、技術(shù)支持人員以及輻射應(yīng)急人員提供暫存庫內(nèi)的輻射水平信息，該信息可供有關(guān)人員分析、查找和判斷可能的故障，以便及時(shí)處理故障，保證廢物處理系統(tǒng)安全運(yùn)行。

核電廠每年會(huì)對(duì)控制區(qū)進(jìn)行輻射水平測(cè)量，依據(jù)測(cè)量數(shù)據(jù)、輻射控制限制和平均工作人員作業(yè)時(shí)間，初步將控制區(qū)[2]可劃分為：綠區(qū)（0.002 5 mSv/h≤環(huán)境劑量率≤0.01 mSv/h）、黃區(qū)（0.01 mSv/h＜環(huán)境劑量率≤1 mSv/h）、橙區(qū)（0.1 mSv/h＜環(huán)境劑量率≤100 mSv/h）和紅區(qū)（＞100 mSv/h）。

以9KRT508MA監(jiān)測(cè)道為例，監(jiān)測(cè)通道布置于房間的墻體內(nèi)，安裝于輻射黃區(qū)的DN470房間（工作人員操作間），探頭伸至ND405房間（放廢存放操作間）內(nèi)進(jìn)行測(cè)量。ND405房間的設(shè)計(jì)輻射分區(qū)為紅區(qū)，9KRT508MA監(jiān)測(cè)通道的布置圖如圖1所示，即可在輻射劑量較低的區(qū)域內(nèi)對(duì)高放射性區(qū)域進(jìn)行監(jiān)測(cè)，ND470房間及相鄰房間的輻射分區(qū)如圖2所示。

圖1　9KRT508MA監(jiān)測(cè)道設(shè)備布置圖

圖2　2ND470房間及相鄰房間的輻射分區(qū)

2　當(dāng)前系統(tǒng)設(shè)計(jì)中的問題

根據(jù)固定式監(jiān)測(cè)設(shè)備的設(shè)計(jì)、布置和使用準(zhǔn)則要求，γ輻射監(jiān)測(cè)儀由于用于在正常運(yùn)行條件及預(yù)期運(yùn)行事件下連續(xù)監(jiān)測(cè)核電廠限定區(qū)域內(nèi)的就地γ輻射劑量率，要求在被測(cè)劑量率超過預(yù)定值時(shí)，儀器能通過音響或燈光報(bào)警通知工作人員，以便保護(hù)工作人員免受輻射的傷害。本文結(jié)合對(duì)核電廠運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)的調(diào)研，總結(jié)相關(guān)監(jiān)測(cè)通道當(dāng)前主要存在以下兩種問題。

2.1　報(bào)警干擾問題

收集國內(nèi)核電廠運(yùn)行記錄和經(jīng)驗(yàn)反饋發(fā)現(xiàn)，核電廠固體廢物處理系統(tǒng)的監(jiān)測(cè)通道存在報(bào)警存在不足，主要體現(xiàn)在以下幾個(gè)方面：

（1）當(dāng)放射性廢樹脂排放在暫存罐中時(shí)，放射性工藝監(jiān)測(cè)通道的監(jiān)測(cè)儀會(huì)一直觸發(fā)報(bào)警信號(hào)，長(zhǎng)時(shí)間的報(bào)警直接影響核電廠主控操作人員的監(jiān)盤工作；

（2）在相同輻射監(jiān)測(cè)通道內(nèi)，由于監(jiān)測(cè)探頭設(shè)置的位置不同和不同類型儀表導(dǎo)致報(bào)警閾值會(huì)存在差異；

（3）對(duì)系統(tǒng)過濾器進(jìn)行監(jiān)測(cè)時(shí)，由于監(jiān)測(cè)通道的閾值設(shè)計(jì)不合理或是偏保守的缺陷，導(dǎo)致當(dāng)監(jiān)測(cè)通道出現(xiàn)二級(jí)報(bào)警時(shí)，實(shí)際上過濾器為達(dá)到更換任然還可繼續(xù)使用，既浪費(fèi)過濾器增加生產(chǎn)成本同時(shí)又增加了核電廠的廢物產(chǎn)量。

2.2　輻射分區(qū)閾值設(shè)置問題

核電廠在運(yùn)行期間，為便于輻射防護(hù)管理和職業(yè)照射控制，根據(jù)每個(gè)放射性控制區(qū)域的放射性水平大小，將控制區(qū)劃分為不同的子區(qū)，即：常規(guī)工作區(qū)（綠區(qū)）、間斷工作區(qū)（黃1區(qū)）、限定工作區(qū)（黃2區(qū)）、高輻射區(qū)（橙1區(qū)）、特高輻射區(qū)（橙2區(qū)）和超高輻射區(qū)（紅區(qū)）[3]。由于新建電廠的輻射分區(qū)劃分主要依據(jù)已有參考電廠，未對(duì)控制區(qū)做詳細(xì)區(qū)域測(cè)量和評(píng)估，因而固體廢物處理系統(tǒng)作業(yè)區(qū)域在運(yùn)行過程中，會(huì)存在輻射監(jiān)測(cè)儀表閾值與現(xiàn)場(chǎng)需求不一致、不匹配的問題，導(dǎo)致測(cè)量?jī)x表誤報(bào)警或不報(bào)警。

3　監(jiān)測(cè)道優(yōu)化方案

3.1　點(diǎn)核積分法MicroShield程序屏蔽計(jì)算

3.1.1點(diǎn)核積分法

在核設(shè)施的輻射屏蔽設(shè)計(jì)中，需要計(jì)算和處理各種復(fù)雜幾何空間的輻射屏蔽問題。它們?cè)趲缀慰臻g中所處的位置和方位是無規(guī)則的。使用一般的公式進(jìn)行估算存在很大難度，而點(diǎn)核積分法通過積分點(diǎn)核減弱函數(shù)來得到任意幾何形狀γ源在空間一點(diǎn)的輻射通量密度。點(diǎn)核積分法是最適宜計(jì)算和處理復(fù)雜幾何空間輻射屏蔽問題的方法。

3.1.2MicroShield程序

MicroShield軟件是一款輻射劑量計(jì)算軟件，它廣泛應(yīng)用于屏蔽體設(shè)計(jì)與屏蔽體外參考點(diǎn)劑量率計(jì)算等問題。

軟件設(shè)有16種源項(xiàng)模型并自帶含有12種屏蔽材料的材料庫以及一個(gè)含497種放射性核素的核素庫，用戶還可以根據(jù)工程需要自行添加屏蔽材料，這些功能使建模時(shí)有更廣泛的選擇范圍。

3.2　MicroShield程序劑量計(jì)算

本文計(jì)算采用簡(jiǎn)化模型，認(rèn)為暫存庫建筑物的屏蔽材料為不銹鋼，不銹鋼型號(hào)選取MicroShield材料庫中NRC推薦的標(biāo)準(zhǔn)不銹鋼。除不銹鋼外，認(rèn)為處置單元附近的空間只有空氣。根據(jù)400LID-I型鋼桶的規(guī)格尺寸參數(shù)（內(nèi)徑）700 mm×1 132 mm[2]。MicroShield軟件輸入?yún)?shù)設(shè)置如表2所示。

表2　400 L鋼桶參數(shù)

MicroShield程序的源項(xiàng)輸入是對(duì)不同能量的γ射線分成能組輸入，根據(jù)簡(jiǎn)化的設(shè)計(jì)源項(xiàng)，考慮能量主要為γ射線[5]，載體為4137鋼材。Dimension（測(cè)量幾何）設(shè)置探測(cè)點(diǎn)與放射源的幾何關(guān)系，如圖3所示，探測(cè)點(diǎn)為放射源直線距離30 cm處的點(diǎn)探測(cè)點(diǎn)。

圖3　設(shè)置探測(cè)點(diǎn)與放射源的幾何關(guān)系

以9KRT508MA監(jiān)測(cè)通道為例說明，廢樹脂槽接收的廢樹脂分三種：化學(xué)和容積控制系統(tǒng)的高活度濃度樹脂；硼回收系統(tǒng)和乏燃料池水冷卻和處理系統(tǒng)中等活度濃度樹脂；廢液處理系統(tǒng)和蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)的放射性異常時(shí)的樹脂。計(jì)算中假設(shè)兩個(gè)化容系統(tǒng)的廢樹脂（陽離子樹脂和混床樹脂）同時(shí)更新并送到同一個(gè)廢樹脂槽內(nèi)，單能光子對(duì)探測(cè)點(diǎn)的有效劑量的點(diǎn)核積分公式為：

——通量與試劑率間的轉(zhuǎn)換系數(shù)；

——累積因子；

——空間體積。

計(jì)算分析不同主冷卻工況下探頭的劑量率計(jì)算結(jié)果如表3所示。放射性源項(xiàng)參數(shù)由Source數(shù)值界面輸入[6]，MicroShield工程計(jì)算軟件用內(nèi)置程序完成點(diǎn)核積分計(jì)算。圖4為監(jiān)測(cè)道Source源項(xiàng)值輸入。

圖4　監(jiān)測(cè)道Source源項(xiàng)輸入

Pig.4Monitoring the channel source term input

3.3　計(jì)算結(jié)果分析

參考閾值計(jì)算結(jié)果數(shù)值主要參數(shù)包括暴露劑量率、等效放射率和當(dāng)量速率，根據(jù)實(shí)際對(duì)應(yīng)的不同種堆芯燃料包殼破壞率選擇劑量率為37 GBq/t131I、4.44 GBq/t131I和0.55 GBq/t131I處的監(jiān)測(cè)點(diǎn)位值，如表3所示。

表3　不同工況下9KRT508MA監(jiān)測(cè)點(diǎn)位劑量率計(jì)算結(jié)果

結(jié)果可以看到，廢樹脂槽表面30 cm處監(jiān)測(cè)點(diǎn)的劑量率水平在主回路源項(xiàng)為0.55 GBq/t131I當(dāng)量時(shí)仍達(dá)到Gy/h的量級(jí)。報(bào)警閾值參考此計(jì)算結(jié)果設(shè)置會(huì)一直不報(bào)警，無法達(dá)到警示工作人員此處劑量率水平的作用。因此，對(duì)原設(shè)定閾值不做調(diào)整，保持一級(jí)報(bào)警閾值為1.25 mGy/h，二級(jí)報(bào)警閾值保持為2.5 mGy/h。

3.4　主控室報(bào)警干擾問題優(yōu)化方案

依據(jù)監(jiān)測(cè)道從輻射紅區(qū)內(nèi)測(cè)得的放射性值，決定取消參考電廠原設(shè)定的主控室一級(jí)、二級(jí)、故障報(bào)警信號(hào)，同時(shí)保留主控室劑量顯示信號(hào)（《壓水堆核電廠房固定式輻射監(jiān)測(cè)系統(tǒng)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則》（EJ/T 1180—2005）中規(guī)定監(jiān)測(cè)固體廢物處理系統(tǒng)廢樹脂罐外面γ輻射劑量率），在低劑量區(qū)增加一個(gè)集中報(bào)警顯示機(jī)柜9KRT534CR用于9KRT508MA/509MA/511MA一、二級(jí)、故障報(bào)警指示以及實(shí)時(shí)劑量顯示，使監(jiān)測(cè)道在實(shí)時(shí)監(jiān)測(cè)放射性劑量率的同時(shí)，消除了主控室的報(bào)警干擾。

為實(shí)現(xiàn)9KRT508MA/509MA/511MA 故障報(bào)警指示以及實(shí)時(shí)劑量顯示，原有監(jiān)測(cè)道內(nèi)需添置一臺(tái)廢樹脂放射性就地顯示柜。報(bào)警信號(hào)采用開關(guān)量輸入方式送至9KRT534CR，劑量率信號(hào)采用4～20 mA模擬量輸入方式送9KRT534CR就地顯示柜，同時(shí)主控室的劑量率信號(hào)采用的RS485方式不變，原有485總線保持不變，在DCS（分布式控制系統(tǒng)）端，刪除相關(guān)功能模塊，信號(hào)傳輸圖如圖5所示。

圖5　信號(hào)傳輸圖

Pig.5The signal transmission diagram

4　效果分析

經(jīng)上述分析和優(yōu)化，將9KRT508MA、9KRT509MA和9KRT511MA暫存區(qū)監(jiān)測(cè)道輻射閾值監(jiān)測(cè)改為就地監(jiān)測(cè)，在實(shí)際應(yīng)用于秦山地區(qū)核電機(jī)組的過程中，有效解決了主控室內(nèi)報(bào)警干擾問題，同時(shí)監(jiān)測(cè)數(shù)值可以有效幫助輻射區(qū)域附近工作人員避免輻射劑量超標(biāo)，確保滿足輻射防護(hù)要求，并且大幅減少了維修工作量，提高了工作效率。

5　結(jié)論

固體廢棄物處理系統(tǒng)作為核電廠后處理的主要環(huán)節(jié)，其監(jiān)測(cè)道內(nèi)放射性水平較高、總量較大，對(duì)放射性廢物在打包過程中的安全性和效率性提出了較高的要求。在本文工作過程中對(duì)監(jiān)測(cè)道閾值進(jìn)行了模擬計(jì)算復(fù)核和分析，并結(jié)合輻射監(jiān)測(cè)功能需求及現(xiàn)場(chǎng)實(shí)際情況設(shè)計(jì)了的優(yōu)化方案，在安全性、效率和經(jīng)濟(jì)性均優(yōu)于原設(shè)計(jì)方案。目前該方案已在秦山地區(qū)核電機(jī)組得以實(shí)施，有效解決了現(xiàn)場(chǎng)問題，也為后續(xù)核電廠輻射監(jiān)測(cè)系統(tǒng)優(yōu)化工作提供了參考。

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The Optimization Scheme of the Monitoring Channel for the Solid Radioactive Waste Treatment System of PWR Nuclear Power Plant

CHEN Luxuan1，HAO Pengfei2，XUE Shenghu1

（1. China Jiliang University，Hangzhou of Zhejiang Prov. 310000，China；2. China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100084，China）

A certain amount of radioactive waste will be produced during the operation of nuclear power plants. It is necessary to implement effective on-line dose monitoring during the treatment and temporary storage of radioactive waste to ensure the effectiveness of radioactive control in nuclear power plants. The setting of channel threshold is the core of the monitoring system. In this paper, the radioactive monitoring channel of the solid radioactive waste treatment system of the M310 PWR nuclear power plant was taken as the object of study, and the threshold setting of the monitoring channel was simulated by the radiation dose calculation software (Microshield) system. At the same time, the optimal design of the solid radioactive waste treatment system for PWR nuclear power plant was proposed. The design has been implemented at some nuclear power plants.

Nuclear power plants; Solid waste; Monitoring channel; Threshold review

TL93

A

0528-0918（2022）01-0215-05

2020-01-22

陳露軒（1994—），男，浙江嘉興人，學(xué)士，現(xiàn)主要從事核電廠廢物處理方面研究