研究通报。
秦山核电二期工程冷停堆放射性峰值效应对化容系统净化设备的屏蔽设计影响毛亚蔚赵博25%的燃料元件破损率源项以及法国核电厂经验反馈数据来设计化学和容积控制系统（RCV）主要净化设备（过滤器和除盐器）的屏蔽，是否能够满足冷停堆后，由于氧化运行引起的更多放射性物质积累形成的高放射性峰值所造成的外照射辐射影响的要求，为新建同类型核电厂的辐射防护设计积累经验。
1概述根据核电厂辐射防护设计中的要求：“在确定屏蔽要求时，应考虑瞬态源和在整个寿期内由于长寿命核素造成的放射性累积”秦山核电二期工程核岛厂房的屏蔽设计采用反应堆满功率运行时堆芯0 25%燃料元件破损率的计算源项，但是当反应堆停堆换料时，在停堆后特别是在一回路氧化运行后，由于沉积在管道和设备内表面的腐蚀产物氧化溶解进入主冷却剂会造成高的放射性峰值效应这些腐蚀产物大部分都会随净化过程滞留在化学和容积控制系统（RCV）的净化设备中。本文的主要目的是通过理论计算与电厂实际的运行情况相结合，验证这些设备以025%的燃料元件破损率和法国经验数据设计的屏蔽，是否能真正满足冷停堆时高腐蚀产物积累形成的外照射影响的要求从而改进设计，在今后新建核电厂中根据可合理达到尽量低的原则减少冷停堆时电厂工作人员的受照根大学核能与辐射科学系硕士，工程师。
311第一阶段的放射性去除2冷停堆后主冷却剂的放射性峰值停堆换料期间，在反应堆压力容器打开前，主冷却剂中腐蚀产物的放射性活度水平在短时间内达到最大值通常来说，放射性水平的发展和变化依赖于停堆换料的操作过程，但是大致可以把这个过程划分为两个阶段：第一阶段随着主冷却剂的冷却和硼酸浓度的加，沉积在壁面上的活化腐蚀产物会从结构材料表面溶解进入主冷却剂，从而形成一个放射性总量不断加并随主冷却剂通过净化系统不断净化的过程，当净化的去除率大于表面的脱污速率后，冷却剂中的放射性浓度开始下降；第二阶段同主冷却剂的氧化运行过程相关，在这个过程中由于主冷却剂从还原性介质转换为氧化性介质，大量的腐蚀产物溶解进入主冷却剂中，从而导致一个高的放射性峰值的出现，该放射性峰值出现以后主冷却剂中的放射性浓度的变化速率主要依赖于主冷却剂的净化速率所以，如果停堆后氧化运行的过程不是太快，主冷却剂中放射性浓度变化如所示：持续的加，缓慢的减少，氧化运行，出现放射性峰值，然后按照净化的斜率减少。
3验证计算31主冷却剂中腐蚀产物的活度秦山核电二期工程冷停堆后冷却剂中放射性的变化过程可以分为两个阶段：。氧化运行前（冷却剂降温过程）；。氧化运行后（放射性峰值出现并随冷却剂净化过程降低）为了降低腐蚀产物的溶解或阻止它们进一步剥落，在引入氧化运行工艺前必须尽快降低冷却剂的温度（利用过氧化氢进行氧化必须在17C~ 80C之间进行）根据不断的探索和实验，实际操作过程中采用28C/h的冷却速率。这样第一阶段大约需要5h当冷却过程中腐蚀产物的比活度达到最高值后，根据经验反馈假定主冷却剂以27t/h的净化速率去除其中的腐蚀产物这个阶段从主冷却剂中去除的放射性总量见表1经验表明在反应堆冷停堆后水溶性裂变产物相对于腐蚀产物的放射性总量是可以忽略的3 12第二阶段的放射性去除在冷却剂降温过程中，通过注入过氧化氢，在回路设备表面形成新的氧化膜，该膜阻止或在很大程度上减缓了腐蚀产物的进一步剥落和溶解，氧化运行一开始，冷却剂中活化腐蚀产物的比活度有一个剧的过程，然后利用化容控制系统的最大净化能力，快速地去除冷却剂中的放射性和杂质，为后面的换料和设备检修创造条件。由于腐蚀产物在氧化后不再继续溶解和剥落，回路的净化效果大为改善从中可以看到当放射性峰值出现之后，主冷却剂中放射性比活度是由净化效率来控制的，也就说明在这个阶段没有更多的腐蚀产物产生这一阶段的持续时间约为20h对该阶段在设计中假设为：所有放射性活度都从主冷却剂中去除；对于不同的腐蚀产物，它们的放射性峰值不同，但变化趋势相同峰值时的放射性浓度参见利用该值乘以主冷却剂的体积并考虑净化设备的过滤效率得到整个第二阶段净化设备从主冷却剂中去除的放射性总量，见表1从表1秦山核电二期工程2003年实际测量的数据可以看到秦山二期核电厂在冷停堆期间出现的放射性峰值普遍小于岭澳核电站的设计值，主冷却剂的体积也小于岭澳核电站的值，所以在计算中源项采用岭澳核电站的数据对秦山核电二期工程来说是相对保守的。
32化容系统主要净化设备的屏蔽计算RCV过滤器和除盐器假定是一年一换（实际频率更高），通常是在冷停堆之前进行，计算中仅考虑由于冷停堆峰值造成的放射性积累贡献321放射性去除效率（1）过滤器RCV 001FI位于混床除盐器RCV 001002DE的上游，用来过滤主冷却剂中悬浮的腐蚀产物粒子。根据法国提供的经验反馈，它对腐蚀产物的过滤效率为：58Co，10%；需要说明的是根据秦山核电二期工程实际测量的结果表明该过滤器对58Co和60Co的过滤效率均可以高达99%，这同向法方咨询获得的数据有近10倍的差别对于除盐器树脂保守假设主冷却剂所有的放射性活度都滞留在RCV00DE中而不考虑其它净化设备的效用，对RCV0023E和RCV003DE的计算也都采用同样的假i设根据2003年秦山核电二期工程的实际测量结果化容系统对主要核素的净化效率可以到达90%以上322剂量率计算结果利用法方提供的数据得到的前置过滤器RCV001F、混床除盐器RCV床除盐器RCV 003DE的Y源强见表2核素岭澳核电厂秦山核电二期工程D第一阶段第二阶段1）2003年101大修氧化运行过程实测数摁表2 RCV过滤器和除盐器的Y源强能量间隔（Mev）源强（MeV你合计表1秦山核电二期工程和岭澳核电厂冷停堆后腐蚀产物活度冷停堆时的放射性比活度峰值（GBq/t）岭澳核电厂从主冷却剂中去除放射性总量的设计值（GBq）PI 431房间内，选取位于绿区的隔壁房间NC472的关键点进行剂量率计算，屏蔽墙厚度为100am通过点核积分QAD-GA计算程序程序得到该处的剂量率为22K1CT2mSv/h低于秦山核电二期工程辐射分区绿区剂量率上限（2 /h），对应计算得到的容器芯子最大表面剂量率水平为3Sv/h混床除盐器RCV001DERCV002DE和阳床除盐器RCV 003DE分别位于核辅助厂房的NC432NC433和NC434房间，选取位于绿区的NC 472房间的关键点为剂量率计算点，利用QAD-GA程序得到该处的剂量率为：由RCV001DE弓丨起的为122<10-3mSv/h，由RCV003DE引起的为173X10-3mSv，均低于绿区上限25%元件破损率源项进行核岛厂房的屏蔽设计能够满足由于冷停堆期间氧化运行造成的大量腐蚀产物在化容系统净化设备中积累而产生的外照射辐射影响的要求4经验反馈根据秦山核电二期工程和大亚湾核电厂实际的运行经验反馈，RCV001FI过滤器在停堆换料氧化运行过程结束后的最大表面剂量率水平可以达到10~15Sv/h，这同本文根据法国提供的数据计算得到的结果（3Sv/h）有较大的出入分析原因，主要是由于法国所提供的过滤器效率与秦山核电二期工程实际使用的过滤器效率有约10倍的差别所致这样在RCV001FI过滤器间外的NC 472房间就可能出现剂量率水平瞬时加超过原有绿区剂量率限值的情况所以在氧化运行以及更换过滤器芯子期间要关注此处剂量场的变化，采用限制工作人员进入或控制工作时间的方法降低工作人员外照射剂量。在实际工作中，秦山核电联营公司采用严格管理、控制人员操作时间等办法，最大限度地降低了工作人员的受照剂量，更换过滤器芯子时最大个人剂量约为1 5结语通过计算并结合实际运行的经验说明，仅仅依赖法国提供的经验数据对RCV系统过滤器进行屏蔽设计是不够全面的，国内现有核电厂实际运行的经验数据的收集积累和反馈对新建核电厂的设计有非常重要的意义。
