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压水堆机组氚的来源与控制

2020-08-04惠刚

科技视界 2020年15期
关键词:排风量比活度压水堆

惠刚

摘 要

氚存于核电厂中,而最终几乎全部都排入环境当中,是影响环境,公众健康的重要核素之一。气态氚排入环境的途径主要通过烟囱,本文介绍了氚的特性以及压水堆机组正常运行时氚的来源及分布形式。并从氚的防护,工艺运行控制以及排放控制等方面阐述了压水堆机组的现况和存在的不足,并提出了自己的建议。

关键词

氚;烟囱;来源;控制

中图分类号: TM623                     文献标识码: A

DOI:10.19694/j.cnki.issn2095-2457.2020.15.051

0 前言

氚是一种弱β辐射体的放射性核素,不会对人体产生外照射危害,然而由于较长的半衰期(12.3年)及较高的同位素交换率和氧化率,对人体组织和器官会造成内照射危害,因此必须对其在环境中的排放进行管理和控制。我国对核电厂运行中排放到环境中的放射性流出物已经有了较为完善的监测、记录和限值。

1 烟囱中气态氚的主要来源的分析

1.1 对氚产生方式的分析

1)铀-235的三元裂变是压水堆电站氚的主要产生方式, 由于氚的渗透特性会穿过完整的燃料包壳进入一回路。但通过包壳渗透进入一回路冷却剂的氚不到总产生量的1%。

2)调节一回路pH 的LiOH 添加剂中的残余6Li,与热中子发生反应会产生氚。

3)用于反应性控制的硼酸中的10B与热中子发生反应产生氚。

4)水中天然的2H与中子反应生成的活化产物氚。

只要不发生大面积的泄露,后面的三种方式是氚的主要来源,压水堆核电站的氚主要以氚化水(HTO) 的方式存在于一回路冷却剂及相关系统、设备的水中,空气中的氚主要是随水的蒸发进入。由于核电厂正常运行期间大部分有放射性的系统都是密封的,核岛控制区绝大部分区域氚的辐射风险都较低,因此可以将换料水箱、T2水、T3废水、X4水对烟囱气态氚的贡献略去不考虑;分析后认为乏燃料池是该机组所有厂房中含氚量最多的敞开式蓄水點,且蒸发量大,对气态氚的贡献可能很大,是可能引起烟囱氚比活度升高的主要原因,需要通过进一步调查和实验数据验证。

因此在2014年1月至2月期间,将乏池厂房设置为调查点,选取1、2#乏池抽风管道以及烟囱排出口作为代表性区域氚水平监测的观测点。

1.2 区域代表性观测点氚比活度监测水平调查

氚取样观测点一经确定,化学处立即组织人员开展对1、2#乏池抽风管道和烟囱排出口氚比活度监测水平的调查。表1为2014年1月16日两个代表性区域调查点的氚比活度监测结果;根据调查结果,可以获知仅通过乏燃料排气排出的氚对烟囱氚总量的贡献接近30%。

1.3 对乏燃料池冷却水的蒸发量的调查

经向运行人员核实,获悉乏燃料池冷却水的蒸发量,并通过计算得出1#、2#乏池的补水量达85吨/月左右,以此为依据(假设补水全部通过烟囱排放,乏池氚比活度监测平均水平为5.23x106Bq/L)估算气载氚的排放量为5.34 x1012Bq,计算结果将会超过气态氚控制值(控制值为5.00x1012Bq)。而实际情况会有所不同,乏池排气与送往厂房排风中心的其他核辅助厂房的空气被混合在一起,稀释后再排到烟囱中去,另外乏池补水量也是个变化量,因此估算的结果会与实际结果会有所偏离。但从中可以看出,由乏池蒸发产生的氚对气态烟囱氚排放贡献很大。表二为2013年11月和12月乏燃料池补水情况统计。

1.4 确定纠正措施实施方向

由于氚在压水堆中不能被三废系统有效去除且半衰期与反应堆运行时间相比极长,故其在相关系统中存留时间较长。反应堆正常运行时运行人员需要把冷却剂中的氚浓度控制在一定范围内,尤其是乏燃料池水的蒸发量,通过改变运行方式,增加防护措施,拟定合理排放计划等手段对氚的排放和防护进行有效控制,以期降低操作人员摄入的有效剂量和对外排放总量。

2 乏池中氚的控制

2.1 数据采集

运行模式调整主要是以试验的性质调整乏燃料厂房的排风量和改变乏燃料池的水温。为了获取试验数据,先后分四个阶段采取了对乏燃料厂房运行模式的调整,并对1、2#乏池抽风管道调查点的氚监测频度,对烟囱的氚监测由周取样监测调整为每日取样监测并获取了试验数据。表三为乏燃料池运行方式调整情况一览表。

2.2 执行效果

改变运行模式后,即乏燃料池水温和厂房排气量调整后,烟囱氚比活度和氚排放量降低效果十分明显,烟囱氚比活度和氚排放量变化情况如下:

2014-2-16至2014-03-02整个运行模式调整期间,烟囱氚比活度下降了62%左右,氚周排放量降低了67%左右;

2014-1-13至2014-01-26期间,烟囱氚比活度和氚排放量下降较明显,其中氚比活度下降了44%左右,氚排放量降低了41%左右;

2014-1-27至2014-03-02期间,烟囱氚比活度和氚排放量变化幅度不大,均维持在较低的水平,其中氚比活度基本维持在0.78Bq/L水平,氚周排放量维持在2.31x1010Bq左右。

从以上的统计数字可以看出,控制乏池水温是降低烟囱氚比活度和减少氚排放量的关键因素,而乏燃料厂房排风量的改变对降低烟囱氚比活度和氚排放量有一定的效果,但效果程度在后期表现不明显,因此应严格控制乏池水温,并保持乏池厂房在较低的湿度下,减少乏池水的蒸发量。

2.3 存在的问题

通过改变乏燃料厂房排风量的大小和维持乏池水温在较低的温度对降低电厂气态氚比活度确实有明显的效果,但若要将这种运行方式固化到运行规程中,需要考虑如下问题:

1)放射性厂房有通风量和换气次数的要求

对乏燃料厂房通风量及乏池温度的要求,在电厂验收资料《燃料贮存厂房采暖通风竣工图——说明》中有相应规定:系统风量要求为34000m3/h,以满足每小时2-3次的换气,以满足乏池温度为50°C时,燃料厂房湿度小于80%,水池温度要求:夏季49℃,冬季39℃,因此改变03#厂房通风量,需要得到设计院的审查及可行性认证。

根据上面运行模式调整后的检测结果,乏燃料厂房排风量的改变(调高)在后期调整阶段对烟囱氚比活度和氚排放量的影响程度已不大。所以乏燃料厂房排风量的改变对降低烟囱氚比活度和氚排放量虽然有一定的效果,但不是主要因素,除夏季以外,乏燃料厂房可以维持原来的排风量。

2)03#厂房废燃池冷却系统的安全冗余度需要加强

本次运行模式调整过程中,乏燃料池水温始终保持在20℃左右的较低温度,并且乏池的两台冷却泵均在运行。由于乏燃料厂房的1#/2#乏池均有废燃料,若要长期执行这种运行模式,维持乏池较低的水温,两台乏池冷却泵需要长期运行。而电厂在2008年执行对乏池贮存扩容改造项目中由于设计的原因,没有将乏池冷却泵的备用泵列入设计当中,因此存在着任何一台冷却泵因故障退出运行将会威胁到乏池冷却的风险,从而降低了乏池冷却系统安全运行的可靠性。

2.4 進一步处理措施

提出设计变更申请, 增加备用泵,提高设备的可用率。

1)乏池冷却泵无备用泵,为了提高乏池冷却运行可靠性,运行人员提出了乏池冷却泵新增备用泵的设计变更申请,从380V安全II段、IV段取电,备用泵运行控制方式与冷却泵相同;

2)委托设计院对乏池水温和厂房排风量运行方式调整做技术可行性和风险评估认证。

3 其他系统氚的控制

3.1 氚防护控制

1)对废液疏水进行分类管理,对于涉及主冷却剂的清洁疏水进入密闭的硼回暂存箱或者TI废液专用储存槽进行较长时间的静置衰变。

2)同样,对于废气排放也分为低放有氧和高放无氧,对于高放无氧废气进入专用衰变箱进行较长时间衰变。

3)增加控制厂房通风流量并控制通风流向,使非放区无空气流向低放区或者高放区。

4)涉及主冷却剂等氚活度高的液体取样,通过手套箱并保持负压。

5)采用引漏措施,对于可能存在的主冷却剂及其相关系统的泄漏通过引漏管线进入疏排水箱等。

6)换料水池有水期间,限制进入反应堆厂房人数。并做氚活度连续监测。

3.2 排放控制

1)公司在国家标准1.5×1013Bq/a和国家核安全局5.0×1012Bq/a的标准上提出了更严格的公司年度管理目标值1.59×1012Bq/a。

2)按季度统计排放限值,执行合理计划安排,进行废液蒸发和排放。并精确记录每一次的排放量和取样数据。

参考文献

[1]杨怀元.氚的安全与防护[M].北京:北京原子能出版社,1996.

[2]30万机组烟囱氚比活度升高原因调查分析报告.

[3]申慧芳.核设施氚气态释放后植物中有机氚的研究进展[J].原子能科学技术,2014,48(10):1768-1774.

[4]李雷.大亚湾和岭澳一期核电站氚年排放量计算分析[J].核科学与工程,2013,3 3(1):31-37.

[5]秦山核电厂最终安全分析报告,第11章.

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