压水堆核电厂乏燃料水池γ剂量率变化分析

胡屹鹏

(福建福清核电有限公司，福建 福清 350318)

活化腐蚀产物中的58Co，是压水堆核电厂外照射剂量的主要贡献核素之一，特别是在压水反应堆前三次循环周期内，其γ剂量率贡献占比普遍超过40%[1]。尽可能的去除、减少放射性钴，是压水堆核电厂辐射防护的核心课题。影响58Co向工艺系统释放、沉积的因素，主要包括pH值、氧化和还原环境、温度等。目前，核电行业采用的抑制含钴活化腐蚀产物生成的方式包括：功率运行期间一回路偏碱性pH值运行、一回路注锌等，并取得了有效的实践成果。

温度对活化腐蚀产物溶解度的影响，普遍的认识是在机组启、停阶段，具有负温度系数，通过降低一回路冷却剂温度，可以提升活化腐蚀产物的溶解度。该方法不仅减少了活化腐蚀产物在工艺系统中的沉积，且利于提高除盐床净化溶解态58Co核素的效率，从而降低电厂整体的外照射剂量率水平。但在福清核电厂的辐射防护实践中，发现并证实了含58Co活化腐蚀产物的溶解度，并非始终保持负温度系数。通过运用溶解度的温度系数变化原理，可以更加灵活地实现特殊区域的58Co去除，进而降低辐射水平。

1 机组停堆后一回路冷却剂中58Co的活度浓度变化

压水堆核电厂普遍使用Inconel 690镍基合金，作为反应堆压力容器部件、蒸汽发生器传热管等一回路部件材料。在机组运行过程中，这些材料发生腐蚀、磨损、被反应堆堆芯中子活化，最终生成以镍-钴铁酸盐(NixFe3-xO4,CoyFe3-yO4,NixCoyFe3-x-yO4)为主要成分的活化腐蚀产物。活化腐蚀产物是停堆后堆外辐射场的主要源项贡献。

反应堆停堆过程中，随一回路硼化，冷却剂的pH值逐渐降低，形成酸性环境。正常运行时，一回路pH值为7.2左右，温度到80 ℃时，pH值已降低至4.7以下。酸性环境有利于活化腐蚀产物中58Co的溶解，并进入各工艺系统的除盐装置，完成58Co的去除净化。

1.1 58Co的产生与γ外照射贡献

Inconel 690中，镍为主要占比元素，质量占比超过60%。活化腐蚀产物中的镍，进入堆芯后发生如下反应，生成58Co：

58Ni(n，p)58Co

由于58Ni在Inconel 690中占比高，通过核反应生成的58Co对机组整体的辐射水平影响显著。58Co兼具β-和γ放射性，是压水反应堆早期循环中γ外照射和表面污染的主要源项。根据福清核电厂1号机组前4个燃料循环的堆外辐射源项调查结果，大多数情况下58Co为γ外照射剂量贡献最高的核素。

表1 福清核电厂1号机组第1～4次燃料循环堆外辐射源项调查中58Co对γ剂量率贡献[1] Tab.1 The contribution of 58Co to γ dose rate of 1st to 4th fuel cycle radiation source survey in unit 1 of Fuqing Nuclear Power Plant

1.2 反应堆停堆后一回路58Co活度浓度变化

福清核电厂4号机组，在第二运行循环过程中，执行某次停堆检修，在停堆第1天，一回路达到机组冷停堆温度，并完成了硼化，一回路已变化为酸性环境。停堆第3天，因工作需要，机组开始降温，最终停留至80 ℃平台。因提前完成了硼化，一回路硼浓度保持恒定。

持续监视一回路温度，并与一回路冷却剂样品中的58Co活度浓度进行对比，结果示于图1。由图1可见，在停堆第3天一回路开始降温前，58Co活度浓度始终保持稳定；一回路开始降温后，58Co活度浓度立即上升，在停堆第5天达到最高活度浓度时，数值为停堆前3天稳定值的244倍。可以看出，在80 ℃以上的酸性环境中，随温度降低，含58Co活化腐蚀产物的溶解度逐渐增大，即含58Co的活化腐蚀产物溶解度，具有负温度系数，温度越高，溶解度越低。

通过电厂辐射监测系统的反应堆冷却剂γ活度监测道，连续监测一回路冷却剂的γ剂量率，结果示于图2。由图2可见，在停堆第4天，一回路58Co活度浓度持续上升一段时间后，一回路冷却剂的γ剂量率开始升高。在停堆第5天达到最高点时，γ剂量率是前期稳定值的1.5倍。由于一回路58Co活度浓度大幅上升，一回路冷却剂的γ剂量率水平也被整体提高。

本次停堆和标准氧化停堆相比，一回路温度都降低至80 ℃，不同的是，本次停堆没有加入H2O2，也没有开启一回路边界，因此一回路没有进入氧化环境。在标准氧化停堆过程中，机组快速降温至活化腐蚀产物溶解度较高的80 ℃后，一回路被注入H2O2，促进了沉积在堆芯和一回路设备内表面的活化腐蚀产物因氧化反应快速溶解。在此状态下，保持主泵运行，启动最大下泄流量，充分发挥除盐床的净化能力，可以尽可能地减少以58Co为代表的放射性核素，从而实现对一回路整体γ辐射水平的降低。

图1 一回路降温过程中58Co活度浓度变化Fig.1 The 58Co activity variation during the RCS cooling

图2 58Co活度浓度对一回路剂量率的影响Fig.2 Effect of 58Co specific activity to RCS γ dose rate

福清核电厂302大修氧化停堆过程中，一回路总γ活度峰值达到599 709 MBq/t，其中58Co占比50%，为297 850 MBq/t；停运最后一台主泵时，总γ活度降低至17 004 MBq/t，其中58Co占比68%，为11 608 MBq/t。总γ净化效率为97.16%，58Co净化效率为96.10%，该实践大幅降低了堆芯和一回路内的活化腐蚀产物活度，为后期工作人员开展放射性工作，创造了良好的环境。

从80 ℃以上温度区间内，含58Co的活化腐蚀产物溶解度具有负温度系数的现象可知：电厂氧化停堆期间，通过快速降低一回路温度来溶解58Co，再实施充分净化去除58Co，具有充分的理论依据，但最终效果还取决于净化时间，若净化不充分，经氧化反应脱落、释放至一回路内的大量活化腐蚀产物，将分散沉积在一回路各处，反而会提升工作场所的辐射水平。

2 乏燃料水池内58Co活度浓度变化

福清核电厂在执行401换料大修期间，乏燃料水池(乏池)区域的γ辐射水平发生异常升高。在燃料组件全部完成卸载、存放在乏池后，4号机组乏池区域γ辐射水平持续上涨，乏池表面10 cm处辐射水平最高达到了107.30 μSv/h，装卸料机操作站剂量率水平超过60 μSv/h。根据福清核电厂及同行电厂运行经验，正常换料大修期间，在不执行燃料操作时，乏燃料水池表面正常γ剂量率不超过10 μSv/h[2]。

燃料组件完全卸载至乏池后，会增加乏池内的辐射源项，进而对乏池表面的γ剂量率水平造成影响，表3列出了福清核电厂历次大修期间完全卸料后乏池表面的最高γ剂量率水平。对比福清核电厂历次大修完全卸料后的乏池表面最大γ剂量率，可以看出，除401大修外，乏池表面γ剂量率从未超过60 μSv/h。从历史数据可以看出，燃料组件本身的γ辐射水平，不是导致本次乏池γ剂量率异常升高的主要原因。

表2 福清核电厂完全卸料后乏池表面最高γ剂量率水平Tab.2 Max SFP(Spent fuel pool) surface γ dose rate values after complete fuel unloading in Fuqing NPP

该区域后续还将连续执行燃料组件离线啜吸检查、燃料组件和相关组件倒换工作，累计人工时超过160 人·h，若保持该辐射水平，将产生20 人·mSv的额外集体剂量。

2.1 58Co活度浓度升高导致乏池水面剂量率上升

对乏池水样进行了核素分析，结果如表3所示。卸料后，乏池内58Co活度浓度持续升高，其活度浓度在乏池水样总γ活度浓度的占比也随之增大，峰值活度浓度较卸料前提升了109倍，乏池水面γ剂量率也随之达到最大值。

表3 福清核电厂401大修乏池表面γ剂量率与58Co活度浓度Tab.3 Max SFP(Spent fuel pool) surface γ dose rate values after complete fuel unloading in Fuqing NPP

经测量，乏池水平区域γ剂量率水平呈均匀分布，并非由于放射性热点沉积，导致局部的剂量率水平升高。综上，可以认定乏池内58Co活度浓度的大幅提升，导致了乏池水面γ剂量率上涨。由于乏池整体γ剂量率水平均匀升高，γ光子可以从各角度对燃料操作台产生影响，因此无法通过屏蔽方式降低操作台处的剂量率水平。分析卸料后58Co在乏池内大量释放的根本原因，去除58Co源项，是降低本次工作集体剂量的关键。

2.2 58Co活度浓度升高原因分析

燃料组件卸载至乏池后，将对池内的辐射环境造成一系列影响。

2.2.1新增的活化腐蚀产物

反应堆长时间运行在负温度系数环境下，活化腐蚀产物将在温度较低的冷却剂中溶解，并在经过温度较高的堆芯时，沉积在表面积占比较大的燃料组件表面[3]。因此，在燃料组件卸载至乏池后，随之而来的，也有组件表面大量沉积的活化腐蚀产物。

2.2.2pH值和净化能力

乏池是反应堆换料腔和乏燃料水池冷却及处理系统(PTR系统)的核心部分，为降低乏池辐射水平，PTR系统设置了过滤和除盐装置，对乏池水进行净化。此外，乏燃料水池始终保持在酸性环境，酸性环境利于活化腐蚀产物溶解，配合系统的过滤、除盐功能，可以在26小时内完成一次对乏燃料水池内所有水体的净化。表4列出了福清核电厂PRT系统的净化参数。由表4可见，PTR系统的净化能力有一定局限性，燃料组件卸载至乏池后，若乏池内的58Co释放速率超过PTR系统净化速率，将导致乏池内58Co比活度持续升高。

表4 福清核电厂PTR系统净化参数Tab.4 Purification Parameters of PTR System in Fuqing NPP

2.2.3乏池温度变化

已辐照的燃料组件，在停堆卸载出反应堆初期，仍将持续释放余热，乏池水温度将随卸料工作推进而升高。历次换料大修经验均表明，燃料组件卸载至乏池初期，乏池水温度将大幅提升。图3给出了福清核电厂102大修期间乏燃料水池温度变化趋势。由图3可见，卸料后第2天，乏池水温度明显升高。

图3 福清核电厂102大修期间乏燃料水池温度变化趋势Fig.3 SFP water temperature trend during outage 102 of Fuqing NPP

由于温度变化显著，燃料组件进入乏池后，其表面的活化腐蚀产物溶解度，也将产生变化。

综上，影响卸料后乏池58Co活度浓度的因素，包括卸载的燃料组件数量(活化腐蚀产物源项)、乏池溶液pH值(活化腐蚀产物溶解度)、乏池过滤、除盐流量(58Co净化速率)、乏池温度(活化腐蚀产物溶解度)，其中：

(1)401大修卸料完成后，乏池内贮存的组件包括第一循环使用的157根已辐照组件，以及第二循环将要使用的部分新组件，不多于往次换料大修。

(2)乏池硼浓度稳定，pH值稳定在4.7～4.8。

(3)乏池过滤、除盐回路始终保持全流量运行。

上述三个因素，与往次大修情况基本一致，导致58Co活度浓度异常升高的可能性较小。影响58Co活度浓度的关键因素，极有可能指向乏池温度变化。

2.3 乏燃料水池温度变化对活化腐蚀产物溶解度的影响

经对比，401大修卸料完成后，乏池温度与往次大修有较大差异，如图4所示。正常大修期间，乏池最高温度普遍分布于31 ℃至33 ℃，而401大修乏池最高温度达到了46.78 ℃，接近常规大修的1.5倍。由于乏池内58Co的比活度直接影响乏池剂量率，可以通过分析乏池温度和乏池γ剂量率水平的连续变化趋势，得到温度对活化腐蚀产物溶解度的影响。使用乏池水温温度计、乏池池边γ剂量率监测道持续监测二者变化趋势，绘制成图5所示的401大修期间乏池水温温度和池边γ剂量率变化趋势，将变化趋势划分为4个时间段，可以看出：

图4 福清核电厂换料大修期间乏燃料水池最高温度对比Fig.4 Comparison of maximum SFP water temperature during Fuqing NPP Outages

图5 福清核电厂401大修期间乏池水温温度和池边γ剂量率趋势Fig.5 SFP water temperature &γ dose rate trend during outage 401

(1)γ剂量率变化滞后于温度变化：

时间段1：乏池温度在7月26日12:00开始上升，γ剂量率随后在7月27日22:00开始上升；

时间段3：温度于8月11日14:00开始上升，8月12日20:00结束上升，γ剂量率随后于8月11日21:00开始上升，8月13日13:00结束上升。

(2)在乏池温度的波动区间内，γ剂量率与乏池温度正相关，即活化腐蚀产物溶解度与乏池温度正相关：

时间段1：乏池温度大幅上升，γ剂量率也大幅上升；

时间段2：乏池温度有2次明显的上升、下降波动，γ剂量率也发生2次明显的上升、下降波动；

时间段3：乏池温度有1次大幅提升，γ剂量率也出现1次大幅提升，并达到整个大修最高水平；

时间段4：乏池温度有3次明显的上升、下降波动，γ剂量率也发生3次明显的上升、下降波动；

每一次乏池温度下降后，γ剂量率均显著的降低。

综上，可以认为：在乏池的温度波动区间内，含58Co的活化腐蚀产物，其溶解度具有正温度系数效应。由于乏池温度上升，58Co活度浓度随溶解度提高而明显增大，最终导致了乏池γ剂量率升高。

值得注意的是，在时间段3中，乏池温度上升至41.35 ℃后，长时间稳定在40 ℃以上，而γ剂量率在达到了峰值水平之后，出现了如图6所示的匀速下降趋势，直至乏池温度再次上升，γ剂量率又开始回升。

图6 PTR除盐装置对乏燃料水池的持续净化Fig.6 SFP Continuous Purification by PTR Demineralizer

经查，在401大修期间，PTR除盐装置始终保持全流量运行。乏池温度恒定后，γ剂量率即开始匀速下降，证明活化腐蚀产物的溶解度在恒温状态下不再升高，由于PTR除盐装置依然正常发挥58Co净化功能，乏池γ剂量率也因此随58Co的稳步减少而逐渐下降。该现象再次证明：在乏池的温度变化区间内，活化腐蚀产物的溶解度，随温度上升而增大，随温度下降而减小，温度稳定后保持恒定，即具有正温度系数。

3 异常处理和分析结论验证

根据上述结论，可以推断：降低乏池温度，可以减小活化腐蚀产物溶解度，在58Co溶解速率远低于PTR除盐装置的净化速率后，乏池中均匀分布在水体中的溶解态58Co活度浓度将快速降低。随后，在大量乏水的生物屏蔽保护下，乏池γ剂量率将恢复正常水平。

3.1 乏池水面γ剂量率异常上升处理

PTR系统设置了2列热交换器，全部启动后，最大冷却流量为723 m3/h，2小时内即可完成一次冷却乏池循环。乏池γ剂量率异常升高期间，仅一列热交换器投入运行，据此，辐射防护工程师提出投入双列PTR热交换器的运行要求，如图7所示。在投入双列PTR热交换器24小时内，乏池温度迅速降低，由40 ℃左右逐渐稳定至34 ℃以下，与历史大修水平接近，相应地，乏池γ剂量率也按预期发生了变化，降低至正常水平(见图8)。

后续燃料组件和相关组件倒换工作在正常的γ剂量率环境下开展，总人工时约160 人·h，异常的成功处理累计降低集体剂量约20 人·mSv。

图P7 PTR系统冷却回路流程简图Fig.7 Schematic diagram of PTR cooling circuit

图8 投入双列PTR冷却后，乏池温度、乏池边γ剂量率趋势Fig.8 The trend of SFP temperature &γ dose rate after 2 cooling pumps in operation

3.2 温度对活化腐蚀产物溶解度的影响

乏燃料水池通常保持在60 ℃以下运行，本次事件中，乏池最高温度为46.78 ℃。实践表明，含58Co的活化腐蚀产物，在酸性环境、温度低于46.78 ℃时，其溶解度具有正温度系数，而前文分析表明，在80 ℃及以上温度区间，其溶解度具有负温度系数。

该差异表明，在46.78～80 ℃区间范围内，活化腐蚀产物溶解度的温度系数将由正转负，因此，该温度区间内，58Co活度浓度先随温度上升而增大，并达到最大值，温度进一步上升后，溶解度逐渐减小。

加拿大Whiteshell实验室[4]和美国西屋电力集团[5]曾通过试验，得出了在压水反应堆内活化腐蚀产物溶解度随温度变化的规律(如图9所示)。活化腐蚀产物的主要成分为镍-钴铁酸盐(NixFe3-xO4,CoyFe3-yO4,NixCoyFe3-x-yO4)，在80 ℃以下的酸性环境中，具有正温度系数；继续提升温度，其溶解度表现出负温度系数。

图9 在停堆硼浓度下，活化腐蚀产物的温度-溶解度变化趋势Fig.9 Variation trend of temperature-solubility of activated corrosion products at reactor shutdown boron concentration

4 结论及应用

去除活化腐蚀产物中的58Co，是核电厂辐射源项控制的核心目标之一。实践表明，根据工作场景需要，调节活化腐蚀产物的溶解度，可以充分发挥除盐床和生物屏蔽的设计功能，进而通过净化、屏蔽的方式，降低58Co对工作环境的γ外照射贡献，最终实现降低人员γ外照射剂量的辐射防护目标。

(1)合理控制乏池冷却流量，降低乏池剂量率水平

该应用是福清核电厂401大修乏池γ剂量率异常事件处理经验的延伸。在换料大修阶段，若有工作人员执行乏池侧燃料操作(卸料、离线啜吸、组件倒换、装料)工作，可保持PTR系统双列热交换器最大流量运行，通过降低温度，减小活化腐蚀产物的溶解度，抑制58Co的溶解释放，最大程度地降低乏池γ剂量率水平，实现人员集体剂量的降低。相应地，在无法投入PTR系统最大冷却流量时，可暂不执行乏池燃料操作，从生产计划的角度，实现人员剂量的降低。

(2)一回路酸性低温净化

机组在80 ℃温度平台，仍为酸性环境，包含58Co核素的活化腐蚀产物大量溶解，一回路冷却剂的γ剂量率将随之提升。

在时间窗口允许的条件下，可以保持一回路的偏酸性pH值和温度，开启最大下泄流量，从而尽可能多地去除堆芯和一回路中的58Co辐射源项。国内部分电厂已经开始应用该方法，在pH值调节受限的情况下，控制一回路温度变化，可以最大程度地优化酸性净化的效果。

(3)以58Co为主要核素的局部沉积热点去除

由于物理外形限制，沉积于设备内部(弯管、阀腔)的热点，可先通过γ相机、谱仪等设备分析热点的主要核素，若确认热点主要源项是包含58Co的活化腐蚀产物，则可通过设置外部设备或改变运行条件，提升热点位置的温度。根据活化腐蚀产物溶解度的温度系数规律，提升溶解度，促进溶解，再通过工艺冲洗或离子交换的方法，实现放射性热点去除。

在压水堆核电厂工艺系统中，pH值有着严格的技术规范要求，不便于根据需要大幅度调节，但实践和分析表明，温度对活化腐蚀产物溶解度的影响同样显著。在压水堆核电厂的辐射防护实践中，可以灵活运用溶解度的温度系数变化规律，实现γ源项控制，最终达成降低工作人员受照剂量、减少γ辐射源项的目标。