AP1000核電機組增加換料水池水閘門必要性分析

于志成

【摘 要】AP1000核電機組在大修期間進行低水位工況檢修工作時，放置于上部堆內構件存放架上的上部堆內構件和堆內核測儀表活化段只有部分能被水淹沒，其余部分暴露在水面之上，這將對大修期間部分工作產生不可接受的人員輻照劑量，針對此情況，有必要分析論證采取合適的屏蔽方案解決此問題，使人員輻照劑量滿足相關標準要求。本文從低水位工況工作的必要性、低水位工況期間輻照劑量計算、屏蔽方案技術分析等方面論證了AP1000機組采用增加換料水池水閘門屏蔽方案的必要性和可行性。

【關鍵詞】換料水池；水閘門；AP1000核電機組；可行性

0 概述

AP1000核電機組換料水池水閘門安裝在堆內構件存放池與反應堆換料水池之間的槽道內，如圖1所示，堆內構件存放池中安裝有上部堆內構件和下部堆內構件存放架，反應堆換料水池內安裝有反應堆壓力容器。

圖1 換料水池

機組大修過程中，當燃料組件卸載至乏燃料水池、上部堆內構件吊運至上部堆內構件存放架上之后，反應堆水池需排水以進行低水位閥門檢修工作，而此時放置于上部堆內構件存放架上的上部堆內構件，只有底部的2667mm能被水淹沒，其余1781.6mm高度暴露在水面之上，42根堆內核測儀表活化段只有底部的2496mm能被水淹沒，其余的1771mm長度暴露在水面之上。經初步計算分析，暴露在水面之上的上部堆內構件及堆內核測儀表將產生不可接受的輻照劑量。因此，在壓力容器低水位期間，上部堆內構件及堆內核測儀表暴露在水面以上部分需要采取有效措施進行輻射屏蔽。

1 低水位工況的必要性

參考國內其他核電站換料大修水位圖，并結合AP1000機組反應堆的特點進行分析，AP1000機組的大修關鍵路徑水位圖如圖2所示：

圖2 大修關鍵路徑水位圖

1.1 必須在壓力容器低水位條件下進行的工作

與反應堆冷卻劑系統有接口的系統包括PXS、RNS、CVS等系統，這些系統中安裝有位置低于壓力容器法蘭面的閥門22個，比如RNS隔離閥（RNS-PL-V001A/V001B），這些閥門的檢修工作必須在低水位期間進行。

另外還有14個與一回路冷卻劑劑系統（RCS）直接接口的閥門，安裝高度在107英尺及135英尺之間，對這些閥門檢修時，也需要將水位降低到壓力容器法蘭面水位107′11″以下。

1.2 適合在壓力容器法蘭面以下水位或低水位條件下進行的工作

（1）壓力容器法蘭面的檢查、修復工作

壓力容器法蘭面檢查是核電廠每次換料大修必須做的工作，主要目的是檢查法蘭面是否存在劃痕、點蝕等缺陷，如果存在缺陷則進行適當的修復工作。

（2）壓力容器主螺栓孔的檢查、修復工作

壓力容器主螺栓孔檢查也是核電廠每次換料大修必須做的工作，主要目的是檢查主螺栓螺紋孔螺紋是否損壞，如有損壞則必須進行修復。

參考國內其他核電站換料大修計劃，AP1000核電站壓力容器法蘭面、主螺栓孔的檢查、修復工作有三個時間窗口可以安排：一是，在反應堆開蓋階段，一體化頂蓋未吊離時，但此時為關鍵路徑會占用換料大修主線時間。二是，在反應堆扣蓋階段，燃料組件已裝載到堆芯，上部堆內構件已回裝到壓力容器之后，此時同樣為關鍵路徑也會占用換料大修主線時間，但更嚴重的風險是此時開展這項工作會給壓力容器帶來重大的異物風險隱患，一旦在工作過程中，所使用的工器具、物料等掉入到壓力容器中，要取出它必須將上部堆內構件重新吊運出壓力容器，并卸載全部燃料組件，異物找到后再重新安裝燃料組件和上部堆內構件，這將會大大延長機組大修所用時間，造成巨額經濟損失。三是，在低水位工況下開展此項工作，此時本項工作不是關鍵路徑，對大修主線時間沒有影響，且堆芯燃料已經卸出至乏燃料水池，堆芯防異物風險也可以接受。

目前，國內運行核電廠此兩項工作均安排在低水位期間進行，檢修人員可以直接進入到反應堆水池底部對壓力容器法蘭面、主螺栓孔進行檢查，對缺陷進行測量記錄和修復。此項工作也可以在換料水池滿水工況下使用水下攝像裝置遠程進行檢查，但當法蘭面發生缺陷時（如劃痕、點蝕等）水下攝像裝置無法對缺陷的形狀和尺寸進行測量，且目前業內也沒有在水下進行壓力容器法蘭面、主螺栓螺紋空螺紋修復的實例，沒有可以借鑒的成熟經驗。

（3）蒸汽發生器堵板安裝工作

如果在反應堆開蓋之前，半管運行時進行蒸汽發生器堵板安裝工作，此時燃料組件仍安裝在壓力容器中，RNS持續運行，以冷卻一回路冷卻劑，壓力容器水位處于熱管段的80%高度處，水位標高為102′0.3″，此時水位距離蒸汽發生器水室進口管嘴下緣1928mm，距水室出口管嘴下緣1830mm。

考慮到一回路冷卻劑水位突然升高，進入到蒸汽發生器水室的風險，在燃料組件還未卸出壓力容器，反應堆未開蓋，一回路冷卻劑處于循環的狀態，蒸汽發生器水室未隔離的情況下，進行蒸汽發生器堵板安裝工作，嚴重威脅堵板安裝人員的人身安全。

目前國內運行核電站蒸汽發生器堵板工作均安排在低水位期間進行，還沒有運行核電站安排在半管運行階段進行蒸汽發生器的堵板安裝工作。

1.3 十年大修工況分析

機組十年大修期間，下部堆內構件需吊運出壓力容器，存放于構件池中的下部堆內構件存放架上進行在役檢查。下部堆內構件吊出壓力容器之后，換料水池處于滿水狀態，下部堆內構件及壓力容器的在役檢查結束，下部堆內構件可回裝至壓力容器，之后再進行低水位檢修工作。通過合理安排大修計劃，使下部堆內構件吊出壓力容器及低水位檢修時間相互錯開。

只有在一些特殊情況下，如下部堆內構件吊運出壓力容器之后，在壓力容器底部發現異物，此時如果反應堆水池能排水至低水位（壓力容器法蘭面水位以下），將更有利于壓力容器底部異物打撈工作的進行。

2 低水位期間上部堆內構件輻射劑量分析

為進行低水位工作，換料水池必須排水，換料水池水位情況如圖3所示。此時上部堆內構件吊出存放于上部堆內構件存放架上，上部堆內構件只能被構件池中的水部分淹沒，其余部分沒有水層屏蔽暴露在空氣中。

圖3 低水位期間換料水池水位示意圖

反應堆水池底部標高為107′2″，構件池底部標高為98′1″，兩側高度差為9′1″（2768.6mm），也就是說換料水池排水的情況下，構件池中能儲存的水的深度最大為2768.6mm。

上部堆內構件存放架支撐環上表面距離構件池水池底面高度為3574.3mm，上部堆內構件存放于上部堆內構件存放架上時，上部堆芯板燃料定位銷頂部距離構件池地面101.6mm，上部堆內構件燃料定位銷及下部堆芯板高度為170.7mm。

由此可算出上部堆內構件底部最大可被水淹沒的高度為2667mm，上部堆芯板頂部最大可被水淹沒高度為2496.3mm。

AP1000機組有42根堆內核測儀表，機組運行期間，插入到燃料組件中，測量堆芯的中子通量及堆芯出口溫度。從壓力容器中吊出上部堆內構件前，需要通過提升儀表格架組件（IGA）將堆內核測儀表從堆芯中抽出。堆內核測儀表中有4267mm的長度在機組運行期間是插入到燃料組件中的，上部堆內構件吊運至其存放架上時，插入堆芯的堆內核測儀表只有下部的2496mm能被水淹沒，其余的1771mm沒有水層屏蔽。

機組低水位時，上部堆內構件因含有堆內核測儀表活化段，是極強的輻射源，在構件池低水位情況下，經計算，在經過一個燃料循環之后，壓力容器法蘭面近端劑量率值為57.6mSv/h，壓力容器法蘭面附近平均輻射劑量率值為41mSv/h，135平臺水池邊最大輻射劑量率值為241mSv/h，實際的輻射水平還可能大于計算值。

上部堆內構件存放在低水位構件池中，維修人員進入壓力容器法蘭面平臺作業，將會接受到很高的劑量照射，具體計算數值見表1：

表1

國內和部分美國運行電站的數據表明其年集體劑量大約為400man*mSv/堆·年，最近幾年WANO集體劑量指標顯示其中值水平約為550man*mSv，先進值230man*mSv。從計算結果來看，僅壓力容器主螺栓孔檢查及修復工作，集體劑量就可能達到717man*mSv，已超過了輻射管理目標值。此外，由于壓力容器法蘭面、135平臺等區域的輻射水平非常高，輻射防護管控稍有閃失，個人劑量就可能超過管理限值。

通過分析計算，在低水位期間，帶有堆內核測儀表的上部堆內構件存放于上部堆內構件存放架上，不采取必要的輻射屏蔽措施，所產生的輻照劑量是不可接受的。

3 干式屏蔽罩及換料水池水閘門兩種方案對比

為屏蔽上部堆內構件及堆內核測儀表的輻照劑量，可考慮采用干式屏蔽罩及增加換料水池水閘門兩種方案。

3.1 干式屏蔽罩

干式屏蔽罩方案，是在低水位期間，用一個屏蔽罩扣在上部堆內構件及堆內構件吊具上，包容住上部堆內構件及堆內構件吊具，達到屏蔽堆內構件及堆內核測儀表輻照劑量的目的。

3.1.1 屏蔽罩材料選擇

根據工程經驗，可能的屏蔽罩材料包括：重混凝土、鉛、鋼等。

混凝土：混凝土價格低廉，易于成型，鋼筋混凝土是常用的屏蔽材料。缺點是密度較小，一般為2.5g/cm3?？赏ㄟ^添加鐵礦石或鋼筋支撐來提高密度，密度可達到4g/cm3。缺點是作為移動屏蔽體，吊裝組裝操作過程中容易因磕碰產生碎屑，造成污染，帶來異物風險。密度較低，屏蔽體體積較大。

鉛：鉛材料密度高，可達到12.7g/cm3，屏蔽效果較好，是常用的屏蔽材料。但鉛結構性能較差，質地較軟，容易擴散，造成污染，并對人體健康有害?？捎娩?鉛制成屏蔽體，以改善其結構特性。但當屏蔽體重量較重時，作為結構材料的鋼材用量較高，部分抵消了鉛屏蔽體積小的優點。另外，復合結構不能完全保證鉛不向外擴散。

鋼：鋼的密度較高，可達到7.8 g/cm3以上（不同的合金鋼材密度有差異），屏蔽效果較好。鋼的強度高，結構性能好，易于加工成型。反應堆一回路相關系統的主要材料為各種型號的不銹鋼，如上部堆內構件材料主要為304不銹鋼，堆內探測器包殼為316L不銹鋼。采用不銹鋼作為屏蔽材料，屏蔽材料與一回路相容性較好，不需要特別考慮引入異種材料增加一回路系統電化學腐蝕的可能。

綜上所述分析，可知以304不銹鋼或316不銹鋼作為屏蔽罩材料是較優選擇。下面的屏蔽罩尺寸計算以304不銹鋼為基礎。

3.1.2 屏蔽罩尺寸

要將壓力容器檢修區域和135平臺的輻射劑量率減弱到原來的1/1000，屏蔽后壓力容器檢修區域的最大輻射劑量率降低到57.6uSv/h，135平臺構件水池邊緣的最大輻射劑量率降低到241uSv/h的目的，屏蔽罩所需的厚度為：△1/2×㏒21000 =199.3mm（△1/2為不銹鋼對Co-60源的半減弱厚度，△1/2=20mm）。

上部堆內構件及堆內構件吊具的最大直徑為4577mm（不包括導向裝置尺寸），在拆除吊具工作平臺欄桿的情況下，上部堆內構件及堆內構件吊具的高度為11504mm。

為包容住上部堆內構件及堆內構件吊具，干式屏蔽罩的內徑應不小于4577mm，屏蔽罩內部高度應不小于11504mm，為使得壓力容器檢修區域的最大輻射劑量率降低到57.6uSv/h，135平臺構件水池邊緣的最大輻射劑量率降低到241uSv/h，屏蔽罩的厚度要達到199.3mm。通過計算，該屏蔽罩的重量將達到310噸，超過了環吊的最大起升重量（環吊的最大起升重量為300美噸，約合272噸），也超過135平臺及構件池池底的承重能力，且干式屏蔽罩與堆內構件及換料水池池壁之間的間隙很小，給屏蔽罩的吊裝帶來困難。因此采用干式屏蔽罩的方式來屏蔽上部堆內構件及堆內核測儀表的輻照劑量的方案是不可行的。

圖4 上部堆內構件及堆內構件吊具尺寸

3.2 換料水池水閘門

換料水池水閘門安裝在構件池與反應堆水池之間的槽道內，可將構件池與反應堆水池隔開，并實現密封，將整個換料水池一分為二。當水閘門安裝時，可實現反應堆水池單獨排水，而構件池仍保持充水狀態。

西屋設計中刪除了換料水池水閘門的設計。雖然如此，CA01模塊中仍保留有安裝水閘門的槽道，換料水池水閘門作為了可選項。

增加換料水池水閘門，水閘門安裝到構件池及反應堆水池之間的槽道中之后，可實現構件池與反應堆水池的密封，在壓力容器低水位期間，反應堆水池可以排水以便進行低水位檢修工作，而構件池可以保持滿水狀態，以屏蔽上部堆內構件及堆內核測儀表的放射性劑量，如圖5所示。圖5 換料水池水閘門使用示意圖

CA01模塊中，換料水池水閘門槽道的高度為8560mm，寬度為5690mm，厚度為458mm，經計算，3864mm高度的換料水池水閘門就能將上部堆內構件及堆內核測儀表的劑量屏蔽到原來的萬分之一，即壓力容器檢修區域劑量率降低到5.76μSv/h，135平臺邊緣最大劑量率降低到24.1μSv/h。當下部堆內構件處于構件池中的下部堆內構件存放架上時，5817mm高度的換料水池水閘門能將下部堆內構件活化段的輻射劑量降低到原來的萬分之一。

4 結論

為進行壓力容器法蘭面、主螺栓孔檢查、修復，低水位閥門檢修，蒸汽發生器堵板安裝等工作，壓力容器低水位工況是機組大修期間必須經歷的工況。但由于堆內核測儀表極高的放射性劑量，在機組低水位期間，如不采取措施進行屏蔽，所造成的人員輻射劑量是不可接受的。通過綜合分析干式屏蔽罩和增加換料水池水閘門兩種屏蔽方案，最終證明采用換料水池水閘門進行屏蔽上部堆內構件及堆內核測儀表劑量的方案是可行的。

【參考文獻】

[1]趙薇，馮金祺.AP1000核島廠房建筑布置[M].北京：中國核電工程有限公司，2011.

[責任編輯：楊玉潔]