核电站大修停堆放射性控制.pdfVIP

笙 鲞箜鱼塑 湖 北 电 力 VDo1．32NQ6 2008年 12月 (卷终) eC．2008 核 电站大修停堆放射性控制 郑 彬，张术勇，李 鹏 (阳江核 电有限公司，广东 阳江 529500) [摘 要] 压水堆核电站在停堆过程 中，通过氧化、净化运行能快速 、有效地降低辐射源项，降低 大修现场的辐射水平 ，是缩短大修工期，降低大修集体剂量、实现辐射防护最优化的有效手段之一。 [关键词] 压水堆；氧化运行 ；过氧化氢；放射性核素；控制 [中图分类号]TM623．8 [文献标识码]A [文章编号]1006—3986(2008)06-0046-03 RadiationProtectionDuringPlannedOutageofNuclearPowerPlant ZHENG Bin，ZHANG Shu-yong，LIPeng (YangiiangNuclearElectricCo．，YangjiangGuangdong529500，China) [Abstract]Theoxidationandrefiningoperationcandecreasetheradiationoftheworkyardandshortening thetimelimitefficiencyduringshuttingdownthepressurizedwaterreactor．Itisoneofthewaystoreducethe radiationdoseandrealizetheprincipleofaslow asreasonableachievable． [Keywords]pressurizedwaterreactor；oxidationoperation；hydrogenperoxide；radioactivitynuclide； control 在压水堆核电站 ，与冷却剂接触 的金属材料始 的条件下 ，某核电站制订 了停主泵时 I回路系统的 终存在着腐蚀和磨蚀 ，产物经堆芯辐照后转化成放 放化控制指标 (见表 1)。本文对主泵停运控制核素 射性活化物 ，当它们沉积在堆 内外设备 中就成为产 的选择和特点作简要分析 。 生照射剂量的辐射源 。随着机组停堆的进行 ，I回 表 1 停主泵 时 I回路系统 的放化控制指标 路由于冷却剂温度和 pH的降低 ，放射性腐蚀产物 的溶解度增加 ¨ 。在主泵运行的扰动下，沉积状 态的腐蚀产物不断剥落 、溶解和迁移 ，造成辐射场的 转移 ，腐蚀活化产物 的释放率会有大幅度 的跃升 。 1．1 钴 一58(Co) 若不能有效地进行控制，很难在短时间内将 I回路 I回路含镍基合金材料的设备浸润表面 占总面 冷却剂的比活度降至控制标准 以下，而且腐蚀活化 积的70％左右，腐蚀产物经 。Ni(n，P)——弛Co反 产物的再沉积又会增加设备的沾污风险。根据 I回 应 ，使 co在 I回路及相连的系统 内大量存在 ，因此 路系统中腐蚀活化产物 的溶解度 随温度变化特点， 以它作为辐射源的主要控制核素 。 。根据表 1的 在冷停堆时注入过氧化氢 ，既能使水中和设备 内壁 数据 ，”c0在停主泵时控制值是 50000MBq／m ， 腐蚀活化产物快速溶解 ，又可在金属基体表面形成 这是基于反应堆换料水池充满水后 ，水 中的 Co的 致密的钝化膜 ，迅速减缓甚至阻止活化腐蚀产物的