核电厂大修氧化运行分析与改进

孙超　魏君安　王鸡换　何斌

【摘 要】核电站主回路中腐蚀产物的氧化净化是核电站大修的辐射源项控制中最重要的一环。本文通过对比两种氧化运行方式，强调了强迫氧化运行在大修中的重要性，然后分析了核电厂主要的大修辐射源项，并分析了如何通过运行、化学控制多方面提高氧化运行的效率，最后对于氧化运行发现的问题提出了自己的建议。

【关键词】氧化运行；大修；双氧水；放射性

中图分类号： TM623 文献标识码： A 文章编号： 2095-2457（2018）04-0005-004

Analysis and improvement of Qinshan nuclear power plant overhaul oxidation operation

SUN Chao WEI Jun-an WANG Ji-huan HE Bin

（CNNC Nuclear Power Operation and Management Co.， Ltd. Haiyan ，Zhejiang）

【Abstract】Nuclear power plant oxidation corrosion product in the main loop of purification is the most important part of nuclear power plant overhaul of the radiation source control. In this paper， by comparing the two kinds of oxidation operation mode ，emphasizes the importance of forced oxidation operation of overhaul， and then analyzed for nuclear the main radiation source of power plant overhaul ，and analyses how to improve the efficiency of oxidation operation by chemical control and operation ，finally put forward own proposal in the oxidation operation problems.

【Key words】Oxidation operation； Overhaul； hydrogen peroxide； Radioactive

0 前言

在壓水堆核电厂，工作人员年集体剂量的80% 以上来源于换料大修中对一回路设备的检修，核电厂核岛主系统及辅助系统有很多维修工作，如2014年某核电机组第15次换料大修检修项目多达3784项，其中多半在核岛系统。由于大部分工作接触放射性，运行和检修人员长期暴露在这种环境中势必会对生理健康构成伤害，此外核电厂大修均设置大修综合指标用于衡量大修质量和大修的控制水平，其中对辐射安全方面提出了很高要求，如集体剂量、最大个人剂量、体内污染、体表污染、区域污染事件、放射性固体废物产生量、废液超限值排放次数等都与大修期间辐射控制紧密相关。由此看来，如何降低大修期间系统设备放射性水平就成为一项至关重要的前提工作。

在停堆过程中，由于溶于反应堆的放射性气体（主要是惰性气体和碘）都通过稳压器和容控箱扫气的方式除去了，系统的放射性主要是功率运行期间产生的活化腐蚀产物，主要分布于堆芯、冷却剂和其它主系统设备、管道及其相连接系统的设备和管道里。目前大多数核电厂都采用停堆过程中选择合适的时机进行氧化运行，从而去除系统设备这些活化腐蚀产物，有效控制这部分辐射源项可大大降低大修的集体剂量。

1 氧化运行简介

1.1 氧化运行原理与特点

核电厂氧化运行分为强迫氧化运行和自然氧化运行。两种方式存在差异，但基本原理一致，都是通过与主系统中的腐蚀活化产物进行氧化反应，使其从堆芯和管道的表面剥落进入冷却剂中，使这些腐蚀活化产物被化容系统的净化床和过滤器捕获，从而到达降低主系统放射性的目的。

（1）强迫氧化运行：反应堆在停堆过程中，主系统降温至80℃左右，达到双氧水适宜的氧化反应温度，快速将适量一定浓度的双氧水通过化容系统添加箱注入到主系统中。这种氧化运行方式的特点是氧化反应比较剧烈，效率较高，腐蚀活化产物能够迅速从管道上剥离而被化容净化床和过滤器吸收，在相对较短的时间内达到降低主系统放射性的目的。

（2）自然氧化运行：停堆过程中主系统降温降压达到50℃，压力达到常压时，开启稳压器通大气阀V01-07A/B。紧接着主系统排水至4.9米，开堆顶放气阀，拧出48个主螺栓，反应堆顶盖吊出，至此主系统冷却剂完全与大气相通。随着压力边界开孔，空气进入系统内部后产生一定的弱氧化作用， 促使腐蚀产物进一步剥离而进入冷却剂中，与强迫氧化运行相比，由于空气中氧含量较小，且主系统的流量有限，所以这种氧化运行方式极其缓慢。

1.2 两种氧化运行方式的实际对比

（1）在压水堆机组的停堆降温过程中，随着主系统硼化和温度降低，运行期间附着于堆芯内部构件表面、主系统设备和管道内壁的腐蚀活化产物以粒子形式溶解于主冷却剂中，使主冷却剂活度浓度会逐渐升高，主泵停运后，由于流速降低，过滤和净化效率下降，导致主系统中放射性核素浓度继续上升。在没有采用强迫氧化运行时，随着压力边界开孔，空气进入系统内部后产生一定的弱氧化作用，促使腐蚀产物进一步剥离而进入水中，主冷却剂的放射性水平明显升高，且延续时间较长。图 1 显示了某核电厂第一次换料大修时上述过程的变化趋势。根据历史经验现场的辐射水平会在低水位时达到峰值。同时，在卸料前进行换料水池充水时，较多的腐蚀活化产物由堆芯进入换料水池，使换料水池水中的辐射水平增加，也使换料操作区域的辐射水平升高。在开展检修作业时，大修集体剂量将因作业现场辐射水平的增加而增加，如泵体、阀门的检修、SG堵板和卸料作业等，同时也会增加检修作业时人员、设备和场所的污染风险。

（2）某核电厂在第二次换料大修的停堆过程中进行了氧化运行试验。氧化运行时主冷却剂活度浓度变化趋势如图2。主系统温度低于180℃时，腐蚀活化产物活度浓度明显上升，说明随着PH值降低和温度下降，有大量腐蚀活化产物溶解进入主冷却剂。注入双氧水后， 主冷却剂活度浓度迅速上升，当溶解氧浓度达 1ppm时出现峰值，但主泵未停，大流量下泄流通过化容系统的过滤和净化作用使其活度浓度迅速下降。与图1相比较，氧化运行能在较短的时间内降低主冷却剂活度浓度，为大修作业创造了较好的现场环境条件，如图3所示，SG室辐射水平得到有效降低。

2 大修主要辐射源项在系统中的分布

从多次大修中测得的现场剂量来看，在核岛众多系统中，以下系统存在着较大的放射性：化学与容积控制系统、停堆冷却系统、过剩下泄系统、取样系统、疏排水系统、稳壓器喷淋管线和泄压排放管线等。下面逐一分析主冷却剂系统及上述各系统的放射性情况：

2.1 主冷却剂系统

某核电厂一回路主系统是一个闭式二环路，主要由压力容器、主泵（2台）、蒸汽发生器（2台）、稳压器（ 1台）和主管道组成。辐射源项从压力容器的堆芯活性区产生，由于主冷却剂的高速流动，在多种因素的作用下沉积于上述主要设备的内表面，造成设备内表面的污染。压力容器顶盖和下封头部件的辐射也是堆芯污染扩散所致。

尽管主冷却剂的流量达到30000m3/h左右，但设备内表面的辐射水平仍有较大的差别，这主要取决于设备内表面的结构。在正常工况下，蒸汽发生器、主泵和主管道等主设备在停堆一周后内表面的剂量率为20-30mGy/h（大修期间对开口部位的直接测量数据），局部可高达100mGy/h。上述几个主设备的壁厚达到70mm左右，起到了良好的屏蔽效果，外表面的辐射剂量率仅0.3-1mGy/h。而化容系统、停冷系统和安注系统等与主管道接口的死管段，受结构的影响而无法彻底净化，容易形成放射性热点，管道外表面剂量率可高达10mGy/h以上。

2.2 化学与容积控制系统

化学和容积控制系统包括再生热交换器、下泄热交换器、过滤器、树脂床、容控箱和上充泵等。一回路的下泄流经过滤器和树脂床去除了存在于冷却剂中的固态和离子态放射性物质，在净化系统前端的设备内冷却剂的活度浓度较高，使得设备、管道内表面污染严重，设备外表面剂量率较高，尤其是结构复杂的设备如再生热交换器、下泄孔板和下泄热交换器，在冷停堆的过程中，较大放射性颗粒在设备、管道内表面沉积后，外表面剂量率达1～5mGy/h。过滤器和净化床吸附了大量的放射性物质，废过滤器滤芯表面剂量率达几百mGy/h，净化床表面剂量率超过1 Gy/h。而净化系统后端的设备，包括容控箱和上充泵等，冷却剂经净化效率超过90% 的净化设备过滤后，其外表面的辐射剂量率小于0.1mGy/h。

2.3 停堆冷却系统

停堆冷却系统承担了停堆过程中的余热导出功能，属于安全相关系统。反应堆从功率运行至停堆过程中（4A、4B模式），随着温度、压力的下降，燃料组件表面的放射性颗粒会逐步脱落至冷却剂，并且在停冷系统投入冷却剂后冷却至80℃左右时冷却剂活度浓度达到最大值。因此，停冷系统是污染最严重的系统之一，停冷泵、停冷热交换器、阀门和管道外表面剂量率达0.5-2mGy/h，最高可达到10mGy/h。

3 核电厂大修氧化运行的良好实践与分析

前文通过对比得出强迫氧化运行所具有的优势，对核岛主、辅系统辐射源项分布的情况作了论述。其实通过运行、化学等多方面的控制，完全可以通过氧化运行大幅度的降低这些放射性。接下来介绍一些氧化运行经验并加以分析，看如何使氧化运行的效率达到最大化。

3.1 氧化运行的化学影响因素和应对措施

双氧水仅含有氢和氧元素，发生反应不会引入其他杂质离子，因此核电厂一般选择双氧水作为氧化剂。它的氧化反应受诸多因素影响，主要有双氧水的浓度和用量、温度、PH值、冷却剂中的H2等。可在运行和化学方面进行严格控制，从而保证双氧水在主系统中充分发挥其氧化作用。

（1）核电厂采用瓶装双氧水，化学成分为H2O2，历次大修浓度均为30%。用量遵循的原则是：双氧水与主系统中溶解氢反应之后，依靠自身分解至少还能保证主系统冷却剂中的氧浓度在5ppm以上。由于双氧水化学性质不稳定，在常温下也会发生分解反应2H2O2→2H2O+O2↑。纯的过氧化氢在常温常压下可以自然分解，由于分解活化能较高，过氧化氢在低温、避光、无催化剂存在时分解速率并不大。实验证明，在30℃下，纯的过氧化氢或者高浓度的过氧化氢溶液的分解率为1%/年，100℃下，分解率为2%/天。因此30%浓度的瓶装双氧水溶液只需要确保在运输途中和使用过程中尽量做到低温、避光、不发生剧烈的晃动、避免和催化剂接触，应该不会大量的发生分解反应。这就要求氧化运行人员做到：

1）使用正规厂商新制的双氧水溶液。

2）尽量缩短双氧水的添加时间，防止在环境中就发生了分解。

3）分析人员精确计算氧化运行所需要的双氧水的用量，防止出现不够量的情况。为了氧化运行的整体效果，应该一次性添加足够量的双氧水。

4）将双氧水倒入到化容系统的添加箱时，要确保箱体已经使用除氧水进行了多次的冲洗，一方面避免添加箱含有的杂质被带入到主系统，另一方面避免箱体内表面附着了金属离子催化剂加速了过氧化氢的分解。

（2）从主冷却剂放射性活度浓度变化趋势图中我们看到随着硼化和温度的降低，大量的活化腐蚀产物从堆芯和管壁剥落下来进入到主系统，根据这一点可以在中间停堆B阶段，继续降温从180℃→80℃过程中，保持尽可能快的降温速度，接近28℃/h，（主系统冷却到80℃前，设冷水的热负荷会变得很大，必须保证设备冷却水系统及一回路海水系统两个系列可运行）紧接着双氧水在4B阶段主系统温度达到80℃时被加入主系统，因为这个温度对应的是该阶段主系统压力下的氧化反应最佳温度值。

（3）影响主系统PH值的主要是硼酸的浓度和LiOH的浓度。其中硼酸在停堆的4B阶段达到了2400ppm，浓度很高，硼酸的酸性随着温度的降低逐渐变大，但是硼酸属于弱酸性，浓度和温度的变化对主系统PH的贡献不算太大，真正影响主系统PH值的是强碱LiOH。在功率运行时为了防止主系统设备在酸性环境下被氧化腐蚀，需要向主系统添加LiOH来调节PH使系统偏碱性，功率运行时的PH大约为7.2-7.4。由于硼吸收中子变成了Li，所以要不断通过各种运行方式来控制Li的浓度以维持PH在一定的范围内（1、初期通过备用的净化床进行除锂。2、通过除锂床全流量除锂3、通过换水的方式间接去除主系统中的锂）。由于双氧水氧化反应的最佳PH值在3.5左右（STP），所以在停堆前尽量的降低主系统中的Li浓度，降低系统的PH值。

（4）由于水在堆芯会发生辐照分解反应生成氧，而氧在功率运行期间容易造成设备的腐蚀，正常情况下通过维持化容容控箱的H2压力在0.1-0.16MPa，以维持主冷却剂溶解氢浓度为25-35ml/kgH2O（STP标准状态下）的方式来抑制水的辐照分解。然而主系统含有大量氢是氧化运行不得不考虑的问题，在向主系统注入双氧水进行氧化运行前，要分步降低主系统氢浓度：

1）降功率前3天：关闭容控箱的氢气供应管线的阀门，同时打开供氮气阀门维持容控箱的压力。间断开启稳压器扫气，容控箱扫气至衰变箱，使主环、稳压器的溶解氢浓度控制在约20ml/kgH2O。

2）降功率前24小时：主环、稳压器的溶解氢浓度控制在15ml/kgH2O≤CH2≤20ml/kgH2O。

3）降功率前12小时：主环、稳压器的溶解氢浓度控制在5ml/kgH2O≤CH2≤15ml/kgH2O。

4）RCS在热停堆工况：主环、稳压器的溶解氢浓度控制在<3ml/kgH2O，容控箱气态氢控制在<2%。

5）主系统从热停堆至4B工况：继续进行稳压器、容控箱扫气，主环、稳压器的溶解氢浓度控制在<3ml/kgH2O，容控箱气态氢控制在<2%。

6）主系统达80℃，确认RCS、PZR溶解氢<3ml/kgH2O、VCT气态氢<2% 。向主系统中注入双氧水。

（5）氢气浓度的有效控制可以防止出现各种氢爆的可能。在向主系统添加了双氧水之后，冷却剂中的氧含量会不断升高，一部分氧气在容控箱释放出来，造成压力升高，所以在注入雙氧水之后要做如下操作：

1）隔离容控箱氮气并供压空进行持续的扫气。

2）通过取样系统管线直接将容控箱中的含氧废气（放射性很低）排到烟囱中去。

3）提前准备一个空衰变箱做含氧接受。这是为了防止废气管线阀门动作排放到衰变箱，因此最好修改废气排放的压力定值，稍微调高防止废气排放阀频繁动作。

3.2 运行控制方式对氧化运行的影响

除了化学因素以外，良好的运行方式的控制对于氧化运行的效果也起到了很大的作用。

（1）停冷系统的运行方式控制：氧化运行后腐蚀产物会在流量小，管径小的管道和设备中堆积。如果两个停冷系列同时运行，一列作冷却，一列作低压下泄运行，作压下泄的系列最大流量为19m3/h，而参与循环冷却的停冷系列中的流量为450m3/h，由此作低压下泄的停冷系列的流量仅为循环冷却系列流量的4.2%。流量差异很大，会造成大部分活化腐蚀产物在低压下泄的系列堆积，导致放射性大大增加，因此如果两个停冷均投入运行，则应在停主泵前5小时切换。作低压下泄运行的停冷系列放射性很大，切换成冷却（大流量）运行后，该列沉积的放射性重新回到主系统，导致主系统放射性核素增加，因此需延长主泵运行时间。为减少对停冷系统的污染，只投入停堆冷却系统一个系列运行进行堆芯冷却及低压下泄，将大修期间检修项目较多的系列作备用，只进行硼化操作。根据大修计划项目，并在大修前确定氧化运行期间停冷系统的运行方式，即是否只投入一个停冷系列及哪个系列参与氧化运行。此外过剩下泄由于流量较小，仅为2.2m3/h，所以应在氧化运行期间隔离过剩下泄管线。在主泵停运后将V02-002至V02-043之间的下泄管线隔离，以便降低下泄管系辐射水平。

（2）与主环相连的死管中有大量的放射性物质积聚，在氧化运行后对这些管道进行清洗，可有效降低现场剂量。如备用上充管道和停冷系统热段注射支管，停冷系统运行时热段注射支管的出口阀始终处于关闭，氧化运行时产生的活化产物在这里堆积，严重增加了管道附近的剂量水平。同样的问题还出现在一些流量较小的管线，如取样管线和硼浓度测量管线。

（3）为了使双氧水能够发挥最大氧化效果，要防止双氧水进入一些循环流动性差的管道和设备中。如辅助喷淋管线在主系统降温到120℃时，打开了辅助喷淋阀用于加快降低稳压器中的温度。应在添加双氧水前关闭辅助喷淋阀V02-006。

（4）由于主泵运行时主系统冷却剂流量较高，有助于提高氧化运行的效率，所以应该在氧化运行结束之后才能停止主泵运行，为此设置了停主泵的化学条件，确认主系统核素分析连续两次达到停止主泵指标：总γ<2.00E+7Bq/L、Sb122<1.50E+7Bq/L、Sb124<7.00E+6Bq/L、Co58<5.00E+5Bq/L、I131<5.00E+4Bq/L、Xe133<2.00E+5Bq/L。同时还可以综合参考现场主系统设备与管道的剂量值决定是否停主泵。另外还可以计算净化床对放射性核素的去除量，这样可以量化的方式直观的了解氧化运行的效果。

（5）化容净化床及前后过滤器必须投入，并应监视净化床的效率和净化床前后过滤器压差，一旦净化床效率低于80%，立即切换净化床或更换过滤器。

（6）氧化运行的最终目的在于降低集体剂量，在双氧水注入到主系统后，系统的放射性快速增加，所以在氧化运行前要通知01#需要人员撤离的地方；另外对于取样分析人员，严禁氧化运行时在净化床前对主系统的核素进行取样；为了防止运行人员在净化床失效后切换净化床的过程中承受较大的剂量，最好在氧化运行前确保净化床和过滤器的净化效率都较高，大于95%，而且过滤器的压差尽量接近新投入过滤器的压差值，必要时更换滤芯。

4 结束语

由于氧化运行占用主线时间，这就形成了缩短工期带来的经济效益和降低大修集体剂量间的矛盾。但根据多年的氧化运行经验可以看出氧化运行对降低集体剂量有着重要的贡献。

建议电厂：

（1）制定严格的化学水质控制规范，减缓主系统腐蚀产物的生成速率。

（2）研究功率运行期间由于功率变化（如计划升降功率）而导致的主系统温度变化对活化腐蚀产物迁移和再分布能够产生多大的影响，以及如何利用这些时机最大化去除活化腐蚀产物。

（3）根据主要的活化腐蚀产物的成分，查找它的来源，对于一些可以更换的材料及时进行更换。如主泵的水导轴承中含有大量的Sb，研究表明它是主系统活化腐蚀产物Sb122和Sb124最大的来源。

（4）影响氧化运行效果的因素包括主系统的硼化时机及次数、 冷却剂的PH值、溶解氧、溶解氢及锂浓度、加入双氧水时刻的温度、净化、过滤效率和化容系统下泄流量等，尤其是冷却剂的溶解氢和净化过滤效率至关重要。因此可以从运行、化学控制和辐射防护等多方面入手，开展多方面的交流合作，吸取国内外的良好实践，优化氧化运行的方式。

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