AP1000核电机组增加换料水池水闸门必要性分析

于志成

【摘 要】AP1000核电机组在大修期间进行低水位工况检修工作时，放置于上部堆内构件存放架上的上部堆内构件和堆内核测仪表活化段只有部分能被水淹没，其余部分暴露在水面之上，这将对大修期间部分工作产生不可接受的人员辐照剂量，针对此情况，有必要分析论证采取合适的屏蔽方案解决此问题，使人员辐照剂量满足相关标准要求。本文从低水位工况工作的必要性、低水位工况期间辐照剂量计算、屏蔽方案技术分析等方面论证了AP1000机组采用增加换料水池水闸门屏蔽方案的必要性和可行性。

【关键词】换料水池；水闸门；AP1000核电机组；可行性

0 概述

AP1000核电机组换料水池水闸门安装在堆内构件存放池与反应堆换料水池之间的槽道内，如图1所示，堆内构件存放池中安装有上部堆内构件和下部堆内构件存放架，反应堆换料水池内安装有反应堆压力容器。

图1 换料水池

机组大修过程中，当燃料组件卸载至乏燃料水池、上部堆内构件吊运至上部堆内构件存放架上之后，反应堆水池需排水以进行低水位阀门检修工作，而此时放置于上部堆内构件存放架上的上部堆内构件，只有底部的2667mm能被水淹没，其余1781.6mm高度暴露在水面之上，42根堆内核测仪表活化段只有底部的2496mm能被水淹没，其余的1771mm长度暴露在水面之上。经初步计算分析，暴露在水面之上的上部堆内构件及堆内核测仪表将产生不可接受的辐照剂量。因此，在压力容器低水位期间，上部堆内构件及堆内核测仪表暴露在水面以上部分需要采取有效措施进行辐射屏蔽。

1 低水位工况的必要性

参考国内其他核电站换料大修水位图，并结合AP1000机组反应堆的特点进行分析，AP1000机组的大修关键路径水位图如图2所示：

图2 大修关键路径水位图

1.1 必须在压力容器低水位条件下进行的工作

与反应堆冷却剂系统有接口的系统包括PXS、RNS、CVS等系统，这些系统中安装有位置低于压力容器法兰面的阀门22个，比如RNS隔离阀（RNS-PL-V001A/V001B），这些阀门的检修工作必须在低水位期间进行。

另外还有14个与一回路冷却剂剂系统（RCS）直接接口的阀门，安装高度在107英尺及135英尺之间，对这些阀门检修时，也需要将水位降低到压力容器法兰面水位107′11″以下。

1.2 适合在压力容器法兰面以下水位或低水位条件下进行的工作

（1）压力容器法兰面的检查、修复工作

压力容器法兰面检查是核电厂每次换料大修必须做的工作，主要目的是检查法兰面是否存在划痕、点蚀等缺陷，如果存在缺陷则进行适当的修复工作。

（2）压力容器主螺栓孔的检查、修复工作

压力容器主螺栓孔检查也是核电厂每次换料大修必须做的工作，主要目的是检查主螺栓螺纹孔螺纹是否损坏，如有损坏则必须进行修复。

参考国内其他核电站换料大修计划，AP1000核电站压力容器法兰面、主螺栓孔的检查、修复工作有三个时间窗口可以安排：一是，在反应堆开盖阶段，一体化顶盖未吊离时，但此时为关键路径会占用换料大修主线时间。二是，在反应堆扣盖阶段，燃料组件已装载到堆芯，上部堆内构件已回装到压力容器之后，此时同样为关键路径也会占用换料大修主线时间，但更严重的风险是此时开展这项工作会给压力容器带来重大的异物风险隐患，一旦在工作过程中，所使用的工器具、物料等掉入到压力容器中，要取出它必须将上部堆内构件重新吊运出压力容器，并卸载全部燃料组件，异物找到后再重新安装燃料组件和上部堆内构件，这将会大大延长机组大修所用时间，造成巨额经济损失。三是，在低水位工况下开展此项工作，此时本项工作不是关键路径，对大修主线时间没有影响，且堆芯燃料已经卸出至乏燃料水池，堆芯防异物风险也可以接受。

目前，国内运行核电厂此两项工作均安排在低水位期间进行，检修人员可以直接进入到反应堆水池底部对压力容器法兰面、主螺栓孔进行检查，对缺陷进行测量记录和修复。此项工作也可以在换料水池满水工况下使用水下摄像装置远程进行检查，但当法兰面发生缺陷时（如划痕、点蚀等）水下摄像装置无法对缺陷的形状和尺寸进行测量，且目前业内也没有在水下进行压力容器法兰面、主螺栓螺纹空螺纹修复的实例，没有可以借鉴的成熟经验。

（3）蒸汽发生器堵板安装工作

如果在反应堆开盖之前，半管运行时进行蒸汽发生器堵板安装工作，此时燃料组件仍安装在压力容器中，RNS持续运行，以冷却一回路冷却剂，压力容器水位处于热管段的80%高度处，水位标高为102′0.3″，此时水位距离蒸汽发生器水室进口管嘴下缘1928mm，距水室出口管嘴下缘1830mm。

考虑到一回路冷却剂水位突然升高，进入到蒸汽发生器水室的风险，在燃料组件还未卸出压力容器，反应堆未开盖，一回路冷却剂处于循环的状态，蒸汽发生器水室未隔离的情况下，进行蒸汽发生器堵板安装工作，严重威胁堵板安装人员的人身安全。

目前国内运行核电站蒸汽发生器堵板工作均安排在低水位期间进行，还没有运行核电站安排在半管运行阶段进行蒸汽发生器的堵板安装工作。

1.3 十年大修工况分析

机组十年大修期间，下部堆内构件需吊运出压力容器，存放于构件池中的下部堆内构件存放架上进行在役检查。下部堆内构件吊出压力容器之后，换料水池处于满水状态，下部堆内构件及压力容器的在役检查结束，下部堆内构件可回装至压力容器，之后再进行低水位检修工作。通过合理安排大修计划，使下部堆内构件吊出压力容器及低水位检修时间相互错开。

只有在一些特殊情况下，如下部堆内构件吊运出压力容器之后，在压力容器底部发现异物，此时如果反应堆水池能排水至低水位（压力容器法兰面水位以下），将更有利于压力容器底部异物打捞工作的进行。

2 低水位期间上部堆内构件辐射剂量分析

为进行低水位工作，换料水池必须排水，换料水池水位情况如图3所示。此时上部堆内构件吊出存放于上部堆内构件存放架上，上部堆内构件只能被构件池中的水部分淹没，其余部分没有水层屏蔽暴露在空气中。

图3 低水位期间换料水池水位示意图

反应堆水池底部标高为107′2″，构件池底部标高为98′1″，两侧高度差为9′1″（2768.6mm），也就是说换料水池排水的情况下，构件池中能储存的水的深度最大为2768.6mm。

上部堆内构件存放架支撑环上表面距离构件池水池底面高度为3574.3mm，上部堆内构件存放于上部堆内构件存放架上时，上部堆芯板燃料定位销顶部距离构件池地面101.6mm，上部堆内构件燃料定位销及下部堆芯板高度为170.7mm。

由此可算出上部堆内构件底部最大可被水淹没的高度为2667mm，上部堆芯板顶部最大可被水淹没高度为2496.3mm。

AP1000机组有42根堆内核测仪表，机组运行期间，插入到燃料组件中，测量堆芯的中子通量及堆芯出口温度。从压力容器中吊出上部堆内构件前，需要通过提升仪表格架组件（IGA）将堆内核测仪表从堆芯中抽出。堆内核测仪表中有4267mm的长度在机组运行期间是插入到燃料组件中的，上部堆内构件吊运至其存放架上时，插入堆芯的堆内核测仪表只有下部的2496mm能被水淹没，其余的1771mm没有水层屏蔽。

机组低水位时，上部堆内构件因含有堆内核测仪表活化段，是极强的辐射源，在构件池低水位情况下，经计算，在经过一个燃料循环之后，压力容器法兰面近端剂量率值为57.6mSv/h，压力容器法兰面附近平均辐射剂量率值为41mSv/h，135平台水池边最大辐射剂量率值为241mSv/h，实际的辐射水平还可能大于计算值。

上部堆内构件存放在低水位构件池中，维修人员进入压力容器法兰面平台作业，将会接受到很高的剂量照射，具体计算数值见表1：

表1

国内和部分美国运行电站的数据表明其年集体剂量大约为400man*mSv/堆·年，最近几年WANO集体剂量指标显示其中值水平约为550man*mSv，先进值230man*mSv。从计算结果来看，仅压力容器主螺栓孔检查及修复工作，集体剂量就可能达到717man*mSv，已超过了辐射管理目标值。此外，由于压力容器法兰面、135平台等区域的辐射水平非常高，辐射防护管控稍有闪失，个人剂量就可能超过管理限值。

通过分析计算，在低水位期间，带有堆内核测仪表的上部堆内构件存放于上部堆内构件存放架上，不采取必要的辐射屏蔽措施，所产生的辐照剂量是不可接受的。

3 干式屏蔽罩及换料水池水闸门两种方案对比

为屏蔽上部堆内构件及堆内核测仪表的辐照剂量，可考虑采用干式屏蔽罩及增加换料水池水闸门两种方案。

3.1 干式屏蔽罩

干式屏蔽罩方案，是在低水位期间，用一个屏蔽罩扣在上部堆内构件及堆内构件吊具上，包容住上部堆内构件及堆内构件吊具，达到屏蔽堆内构件及堆内核测仪表辐照剂量的目的。

3.1.1 屏蔽罩材料选择

根据工程经验，可能的屏蔽罩材料包括：重混凝土、铅、钢等。

混凝土：混凝土价格低廉，易于成型，钢筋混凝土是常用的屏蔽材料。缺点是密度较小，一般为2.5g/cm3。可通过添加铁矿石或钢筋支撑来提高密度，密度可达到4g/cm3。缺点是作为移动屏蔽体，吊装组装操作过程中容易因磕碰产生碎屑，造成污染，带来异物风险。密度较低，屏蔽体体积较大。

铅：铅材料密度高，可达到12.7g/cm3，屏蔽效果较好，是常用的屏蔽材料。但铅结构性能较差，质地较软，容易扩散，造成污染，并对人体健康有害。可用钢+铅制成屏蔽体，以改善其结构特性。但当屏蔽体重量较重时，作为结构材料的钢材用量较高，部分抵消了铅屏蔽体积小的优点。另外，复合结构不能完全保证铅不向外扩散。

钢：钢的密度较高，可达到7.8 g/cm3以上（不同的合金钢材密度有差异），屏蔽效果较好。钢的强度高，结构性能好，易于加工成型。反应堆一回路相关系统的主要材料为各种型号的不锈钢，如上部堆内构件材料主要为304不锈钢，堆内探测器包壳为316L不锈钢。采用不锈钢作为屏蔽材料，屏蔽材料与一回路相容性较好，不需要特别考虑引入异种材料增加一回路系统电化学腐蚀的可能。

综上所述分析，可知以304不锈钢或316不锈钢作为屏蔽罩材料是较优选择。下面的屏蔽罩尺寸计算以304不锈钢为基础。

3.1.2 屏蔽罩尺寸

要将压力容器检修区域和135平台的辐射剂量率减弱到原来的1/1000，屏蔽后压力容器检修区域的最大辐射剂量率降低到57.6uSv/h，135平台构件水池边缘的最大辐射剂量率降低到241uSv/h的目的，屏蔽罩所需的厚度为：△1/2×㏒21000 =199.3mm（△1/2为不锈钢对Co-60源的半减弱厚度，△1/2=20mm）。

上部堆内构件及堆内构件吊具的最大直径为4577mm（不包括导向装置尺寸），在拆除吊具工作平台栏杆的情况下，上部堆内构件及堆内构件吊具的高度为11504mm。

为包容住上部堆内构件及堆内构件吊具，干式屏蔽罩的内径应不小于4577mm，屏蔽罩内部高度应不小于11504mm，为使得压力容器检修区域的最大辐射剂量率降低到57.6uSv/h，135平台构件水池边缘的最大辐射剂量率降低到241uSv/h，屏蔽罩的厚度要达到199.3mm。通过计算，该屏蔽罩的重量将达到310吨，超过了环吊的最大起升重量（环吊的最大起升重量为300美吨，约合272吨），也超过135平台及构件池池底的承重能力，且干式屏蔽罩与堆内构件及换料水池池壁之间的间隙很小，给屏蔽罩的吊装带来困难。因此采用干式屏蔽罩的方式来屏蔽上部堆内构件及堆内核测仪表的辐照剂量的方案是不可行的。

图4 上部堆内构件及堆内构件吊具尺寸

3.2 换料水池水闸门

换料水池水闸门安装在构件池与反应堆水池之间的槽道内，可将构件池与反应堆水池隔开，并实现密封，将整个换料水池一分为二。当水闸门安装时，可实现反应堆水池单独排水，而构件池仍保持充水状态。

西屋设计中删除了换料水池水闸门的设计。虽然如此，CA01模块中仍保留有安装水闸门的槽道，换料水池水闸门作为了可选项。

增加换料水池水闸门，水闸门安装到构件池及反应堆水池之间的槽道中之后，可实现构件池与反应堆水池的密封，在压力容器低水位期间，反应堆水池可以排水以便进行低水位检修工作，而构件池可以保持满水状态，以屏蔽上部堆内构件及堆内核测仪表的放射性剂量，如图5所示。图5 换料水池水闸门使用示意图

CA01模块中，换料水池水闸门槽道的高度为8560mm，宽度为5690mm，厚度为458mm，经计算，3864mm高度的换料水池水闸门就能将上部堆内构件及堆内核测仪表的剂量屏蔽到原来的万分之一，即压力容器检修区域剂量率降低到5.76μSv/h，135平台边缘最大剂量率降低到24.1μSv/h。当下部堆内构件处于构件池中的下部堆内构件存放架上时，5817mm高度的换料水池水闸门能将下部堆内构件活化段的辐射剂量降低到原来的万分之一。

4 结论

为进行压力容器法兰面、主螺栓孔检查、修复，低水位阀门检修，蒸汽发生器堵板安装等工作，压力容器低水位工况是机组大修期间必须经历的工况。但由于堆内核测仪表极高的放射性剂量，在机组低水位期间，如不采取措施进行屏蔽，所造成的人员辐射剂量是不可接受的。通过综合分析干式屏蔽罩和增加换料水池水闸门两种屏蔽方案，最终证明采用换料水池水闸门进行屏蔽上部堆内构件及堆内核测仪表剂量的方案是可行的。

【参考文献】

[1]赵薇，冯金祺.AP1000核岛厂房建筑布置[M].北京：中国核电工程有限公司，2011.

[责任编辑：杨玉洁]