设备冷却水系统放射性异常的响应分析

郑杰民

（大亚湾核电运营管理有限责任公司，广东 深圳 518031）

设备冷却水系统放射性异常的响应分析

郑杰民

（大亚湾核电运营管理有限责任公司，广东 深圳 518031）

对于具有中间冷却系统的核电厂，当发生热交换器破损导致冷却剂泄漏时，需要及时判明放射性升高原因，采取有效措施控制和消除故障。文章通过回顾大亚湾核电站D2REN002RF热交换器泄漏和D1REN004RF传热管泄漏两次设备冷却水核岛热交换器泄漏的处理过程，分析具体故障原因和相应故障现象，并依据设备冷却水系统放射性的监测及行动要求，可归纳总结出设备冷却水系统放射性异常时的通用响应措施，并在故障原因确认和机组状态控制以及各阶段行动方面给出具体建议步骤，在其他具有中间冷却系统的核电站再次发生此类事件时可据此快速查找及隔离故障热交换器，以控制故障发展，减小热交换器泄漏事件后果。

设备冷却水；热交换器；泄漏；放射性

安全导则HAF0213《核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统》规定中间冷却系统的安全功能是：1）将热量从“冷却剂系统”或其他安全重要热源传输到最终热阱；2）对放射性弥散或对化学污染物进入冷却剂起屏障作用。大亚湾核电站的设备冷却水系统安全功能同导则中的中间冷却系统[1]。

设备冷却水系统（RRI）主要安全功能是：1）与重要厂用水系统（SEC）共同把热量从重要的安全有关的构筑物、系统和设备传递到最终热阱——海水。在正常运行工况和事故工况下，传递这些构筑物、系统和设备的总热负荷。2）在核岛热交换器和海水之间形成屏障，防止放射性流体不可控制的释放到海水中；从有害辐射防护学观点，在被冷却的热交换器（被污染的或可能被污染的）万一泄漏时，设备冷却水系统防止放射性流体不可控制的释放到海水。大亚湾核电站设备冷却水系统投运至今约20年，设备冷却水系统冷却的核岛热交换器不可避免地遭到冲刷、腐蚀、老化，发生泄漏的概率越来越大，2011年5月，大亚湾核电站1号机组D1REN071RF传热管出现泄漏，2011年10月，大亚湾核电站2号机组D2REN002RF传热管出现泄漏导致D2KRT005MA出现放射性高二级报警，2013年3月，大亚湾核电站1号机组D1REN004RF传热管出现泄漏导致D1KRT006MA放射性上涨。文章结合前几次核岛热交换器泄漏的处理情况，总结出设备冷却水系统放射性异常的响应措施，以便再次发生此类事件时快速查找及隔离故障热交换器、减小事件后果。

1 可能导致设备冷却水系统放射性异常的热交换器

被设备冷却水系统（RRI）冷却的系统如下：安全壳喷淋系统EAS001RF（EAS002RF）/ EAS001MO（EAS002MO）、电气厂房冷冻水系统DEL001/003CS（DEL002/004CS）、上充泵房应急通风系统（DVH001/002RF）、安全注入系统RIS001/002MO、设备冷却水系统RRI001/003MO（RRI002/004MO）、余热排出系统RRA001RF（RRA002RF）/ RRA001MO（RRA002MO）、反应堆冷却剂系统RCP001/002/003MO（PO）、稳压器卸压箱RCP002BA、化学和容积控制系统RCV003RF主泵轴封回水热交换器、非再生式热交换器RCV002RF、过剩下泄热交换器RCV021RF、控制棒驱动机构风冷系统RRM001/002/003/004RF、核岛冷冻水系统DEG101/201/301CS、蒸汽发生器排污系统APG001RF、核取样系统REN热交换器、反应堆换料腔和乏燃料水池冷却系统PTR001/002RF、热洗衣房通风系统DWL101/102CS、硼回收系统和废液处理系统TEP和TEU冷却器、废气处理系统TEG压缩机冷却器（TEG001/002RF）、辅助蒸汽分配系统用于KRT分析的冷却器（SVA001RF）。

发生破损可能导致设备冷却水系统放射性异常的热交换器如下：安全壳喷淋系统EAS001RF（EAS002RF）、余热排出系统RRA001RF（RRA002RF）、反应堆冷却剂系统RCP001/002/003PO、稳压器卸压箱RCP002BA、化学和容积控制系统RCV003RF主泵轴封回水热交换器、非再生式热交换器RCV002RF、过剩下泄热交换器RCV021RF、核取样系统REN热交换器、反应堆换料腔和乏燃料水池冷却系统PTR001/002RF、硼回收系统和废液处理系统TEP和TEU冷却器、废气处理系统TEG压缩机冷却器（TEG001/002RF）。

2 设备冷却水系统放射性的监测及要求

安全导则HAF0213《核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统》4.7.3节“设计要求”规定：对于中间冷却系统的安全运行重要的过程参数诸如压力、温度、流量、冷却剂液位、放射性水平和氯化物污染，必须提供适当的监测措施[1]。大亚湾核电站设备冷却水系统分为A、B列，分别安装有固定辐射探测仪表KRT005/006MA连续测量放射性（总γ），用于监测一回路向核岛设备冷却水系统RRI的泄漏，取样点设在热交换器下游，以便确定可能的泄漏点。另外还要求每月进行一次手动取样测量，以验证KRT通道的准确性，当KRT在线测量通道不可用时，增加手动测量频率为每周一次。KRT005/006MA测量通道与核安全有关，通过测量放射性参数连续监视第二道屏障（一回路）的完整性以保护人员。在KRT机柜上实时显示放射性测量数值，并且可调出放射性变化曲线，正常情况下设备冷却水系统中无放射性，KRT005/006MA辐射测量通道显示值为仪表的探测下限3 700 Bq/m3，当一回路向设备冷却水系统发生泄漏时，KRT通道中放射性测量值上涨，当升高到0.1 MBq/m3时触发放射性高一级报警，反应堆操纵人员根据报警卡确认信息，紧急通知保健物理处，保健物理处工作人员将通过KRT001AR上的RDU指示灯现场验证故障通道，并将进行附加的检查和进行任何必要的测量。反应堆操纵人员还需通知核安全工程师，确证是否应进入应急状态。当KRT通道中放射性测量值上涨到0.4 MBq/m3时触发放射性高二级报警，反应堆操纵员执行规程进行查漏、隔离泄漏的工作；当放射性活度值超过4 MBq/m3时，必须汇报核安全局，现场隔离与一回路冷却剂有关的REN核取样系统热交换器。大亚湾核电站运行技术规范对其有如下要求：RRI回路中KRT005/006MA检测与一回路流体接触的冷却器中可能的泄漏，测量通道与其高通量自动动作必须可用，以便快速探测设备故障或可能导致放射性失控的排放的事故。如果一个RRI水的放射性测量通道不可用，则记第二组事件（KRT11），要求在7天内完成检修；如果两个RRI水的放射性测量通道都不可用，也记第二组事件（KRT11），要求在3天内完成检修。化学与放射化学技术规范规定如下：总γ比活度期望值小于0.04 MBq/t（KRT的检测下限），限值小于0.1 MBq/t（KRT一级报警阈值），当总γ比活度超过4 MBq/t时，必须向核安全局报告。取样频率为连续（KRT通道连续监测）+1次/月（每月一次手动取样测量，以验证KRT通道的准确性）+X（当KRT在线测量通道不可用时，增加手动测量频率为1次/周）。

3 两次设备冷却水系统放射性异常的响应

3.1 D2REN002RF热交换器泄漏

2011年10月9日09:48，主控出现D2KRT011/ 014AA（D2KRT001AR放射性强度第一级报警），现场检查D2KRT005MA有ALRT报警，其剂量率为0.12 MBq/m3，超过一级报警定值且有上升趋势（一级报警定值为0.1 MBq/m3）。主控跟踪D2RRI001BA头箱液位未见明显变化。10:40左右触发放射性强度二级报警D2KRT039AA（二级报警定值为0.4 MBq/m3），运行执行I2RRI8故障处理程序。

D2KRT005MA放射性第一级报警出现后，工程改造人员/辐射防护人员检查确认探测设备运行正常，化学人员取样分析确认D2RRI A列冷却水回路剂量率为0.18 MBq/m3（正常情况小于0.04 MBq/m3），多方面确认D2RRI A列回路放射性有异常上升趋势。

13:30，在隔离D2REN003/004/002RF后，D2KRT005MA剂量率开始缓慢下降，后续进一步确认D2REN002RF存在泄漏。

异常出现后，化学人员根据RRI回路氚含量变化，估计有约1 L/h左右的泄漏量，整个过程大约有5.7 L一回路水进入RRI回路，说明本次泄漏量较小；D2RRI A列头箱排气口无放射性升高现象，D1/2KRT017MA显示正常，D2SEC排水口未检测到放射性。表明此次事件中没有出现放射性物质意外排放的情况。

后续通过取样分析，以及对D2KRT005MA剂量率变化趋势的跟踪，D2RRI A列回路的放射性水平呈逐渐下降趋势。D2KRT005MA剂量率变化趋势如图1所示。

化学人员取样经γ谱分析：其中133Xe为0.33 MBq/m3，135Xe为0.018 MBq/m3，氚分析结果为0.20 MBq/m3，其他核素均低于仪器检出限，表明D2RRI A列的放射性核素主要为Xe等半衰期比较短的放射性核素（133Xe半衰期5天左右）。10月11日,D2RRI A列回路放射性水平已下降至化学和放射化学规范期望值以下，倒至B列运行后，D2KRT006MA剂量率仍在探测限以下。10月13日，启动RRI A列水泵，D2KRT005MA剂量率也下降到探测限以下。

确认D2REN002RF泄漏后，将硼表切换到三环路，对D2REN002RF实施隔离，后果及影响为：1）D2REN002RF不可用，硼表只能在线到三环路，如果三环路取样管线出现故障，将导致硼表不可用；2）硼表回路高温、高压保护信号只关闭D2REN102VP而不会关闭D2REN101VP，硼表在线到三环路会失去自身的超温、超压保护；但三环路本身的超温、超压保护仍然有效，化学人员评价认为可接受；3）D2REN102/104VP处于关闭状态，导致D2REA计算硼的质量分数与RCP实测硼的质量分数偏差大于200 ppm的报警并自动停止自动补给的防误稀释保护功能不可用，需要仪表实施TCA恢复该保护功能；4）大修期间RRA连接后硼表回流需要通过二环路返回RCP主回路，D2REN002RF不可用影响大修期间硼表在线。2011年10月26日，D215大修开始的第一天完成D2REN002RF的更换及投运。

3.2 D1REN004RF热交换器泄漏

2013年3月14日，运行现场操纵员巡视发现D1KRT001AR机柜上D1KRT006MA指示呈上涨趋势，在4×104～7×104Bq/m3波动，通知化学人员测量运行的D1RRI B列放射性为6×104Bq/m3，与机柜读数基本一致，D1RRI002BA头箱液位无明显变化，辐射防护人员检查确认D1KRT006MA探头无异常，多方面确认D1RRI B列回路放射性有异常上升趋势。化学分析D1REN002/003/004RF回路的放射性，比较后发现D1REN004RF的放射性较其他的RF要高，在隔离D1REN004RF后，D1KRT006MA剂量率开始缓慢下降，确认D1REN004RF存在泄漏。

图1 D2KRT005MA剂量率变化趋势Fig.1 The trend of the dose rate measured by D2KRT005MA

事发当日D1KRT006MA剂量率变化趋势（未隔离D1REN004RF前）如图2所示。

本次异常出现后，D1RRI B列放射性上涨速率不快，且未达到一级报警定值105Bq/m3，一回路泄漏率未发现异常增加，说明本次泄漏量较小；D1RRI B列头箱排气口是通往DVN的，D1/2KRT017MA显示正常，D1SEC B列排水口未检测到放射性。表明此次事件中没有出现放射性物质意外排放的情况。

隔离D1REN004RF后通过取样分析，以及对D1KRT006MA剂量率变化趋势的跟踪，D1RRI B列放射性水平呈逐渐下降趋势。2013年3月16日，放射性水平已降至D1KRT006MA的探测下限3 700 Bq/m3，D1RRI B列水质恢复至正常水平。D1REN004RF隔离后的主要影响为：D1REN004RF不可用，将影响到稳压器的液相取样，该参数为OTS参数，如果超过规定的1周的时间和25%的周期裕度，将违反化学技术规范的要求。故在隔离前先对稳压器的液相进行取样，之后通过紧急采购备件于2013年3月20日完成更换及投运。

图2 D1KRT006MA剂量率变化趋势Fig.2 The trend of the dose rate measured by D1KRT006MA

4 设备冷却水系统在放射性异常时的响应

当出现KRT005/006MA放射性高报警或巡检发现KRT机柜上KRT005/006MA读数上升或化学人员周期性取样发现氚含量或总γ上升时，可以初步判断设备冷却水系统的核岛热交换器有漏，随即从以下3个方面启动响应流程：1）确认设备冷却水系统放射性真实升高；2）控制机组状态；3）汇报并启动支持组织查漏、隔离漏点。

4.1 确认

通知辐射防护人员检查KRT005/006MA通道正常并配合调取KRT探头的参数变化曲线，通知化学人员手动取样分析，进行RRI两个系列水的放射性总γ测量以便校核由KRT005MA和006MA通道所给出的信息的准确度。

4.2 控制机组状态

评价对环境的影响以及对机组当前状态的影响，稳定机组状态，监控机组参数，对DVN烟囱/核辅助厂房等各放射性探头严密监视，执行泄漏

率试验进行一回路泄漏率计算，跟踪设备冷却水系统KRT监测通道参数变化，协调专业人员配合工作，跟踪设备冷却水系统头箱水位变化。当总γ比活度超过4 MBq/m3时，必须立即隔离REN系统交换器（一回路冷却剂），化学与放射化学技术规范规定，当总γ比活度超过4 MBq/m3时必须向核安全局报告，因此须避免出现当总γ比活度超过4 MBq/m3的情况，可根据放射性活度值上升趋势确定一提前隔离REN系统交换器（一回路冷却剂）的阈值。运行技术规范规定：功率运行模式下，在不同系统上同时存在5个第二组事件累积时，机组应在24 h内开始向NS/SG模式后撤，在不同系统上同时存在5个以上第二组事件累积时，机组应在1 h内开始向NS/SG模式后撤；在其他模式下，在不同系统上同时存在5个第二组事件累积时，必须在24 h内消除累积，在不同系统上同时存在5个以上第二组事件累积时，必须在1 h内消除累积。隔离REN系统交换器将引入两个随机第二组事件（硼表不可用、KRT026MA不可用），若机组之前存在3个第二组事件，则需尽快消除至少1个第二组事件以避免机组后撤。

4.3 措施

第一阶段，运行值主导，汇报厂长、运行处长、通知值班安全工程师、启动运行技术支持组、通知各专业人员（维修队长、设备管理人员、化学取样人员、辐射防护人员），确认放射性水平、准备查漏及处理；值内人员进行明确分工：值长，评价对环境的影响及是否启动应急组织，汇报厂长，安排通知相关人员，与运行技术支持小组研究故障查找和处理策略，预案，考虑机组不可用事件的累积；机组长，负责主控故障定位和处理的总体协调和机组状态的控制，收集的信息汇报值长及技术支持小组；主控操纵员一，准备执行“设备冷却水系统放射性异常”的故障处理规程，跟踪KRT通道参数变化，协调专业人员配合工作，安排现场检查设备冷却水头箱水位变化；主控操纵员二，稳定机组状态，监视机组，执行泄漏率试验进行一回路泄漏率计算；副值长及隔离经理，独立监控机组参数，帮助故障定位和查找。

第二阶段，运行技术支持小组及相关专业人员赶到主控制室后，迅速成立以运行副处长为组长、维修队长及化学环保处副处长为副组长的查漏消缺项目组，成员包括值班核安全工程师、运行处白班值值长及白班值隔离经理、计划工程师、化学环保处协调、设备管理处代表、静机专业协调、保健物理处协调、服务专业协调。查漏消缺项目组协助当班值分析风险、现场查漏并进行必要的决策。此阶段以电站的故障处理规程“设备冷却水系统放射性异常”为依托，根据机组当时的实际情况分析各核岛热交换器泄漏的可能性的高低及对机组安全影响的大小，由此决定查漏的顺序。辐射防护人员在KRT机柜上接入外接记录仪连续读取KRT通道数值变化曲线，以及对现场查漏人员进行辐射防护指导，对设备冷却水厂房进行辐射防护方面评价，确保工作人员不受侵害；化学环保处至少需要三组现场取样人员，检测设备冷却水系统中的放射性（总γ比活度、氚活度、是否有放射性核素），测量重要厂用水系统排水口是否有放射性及氚以判断RRI/ SEC热交换器是否有漏、是否存在向环境失控排放的风险，配合测量核岛热交换器上下游隔离前后的放射性以判断该热交换器是否有漏。为了尽早查到漏点，不必等每一次取样化验结果出来后再进行下一次取样，边取样边化验；不必等化验结果出来后再进行隔离，应根据机组实际状态尽早隔离可隔离的热交换器，控制放射性排放；需要记录每个样本的时间及取样点，便于与当时的设备冷却水系统上的KRT通道放射性水平比较，才能识别故障热交换器。现场取样及隔离操作需要服务人员配合拆除屏蔽铅皮、需要静机人员配合拆堵头。

第三阶段，查到漏点后需分析隔离该热交换器对机组的影响，隔离前需要做哪些准备工作，隔离后需要在多长时间内完成维修并恢复。在此阶段查漏消缺项目组可分两个小组分头推进工作：由静机牵头成立缺陷检修小组，制定检修方案；检修小组中计划工程师根据静机的检修方案，制定检修专项计划，确定检修窗口，调整与本次检修相冲突的工作；服务专业的配合性工作（如搭脚手架/SARS、屏蔽、接排水等）需尽早准备；辐射防护人员负责检修时控制区内/外

的防护方案的落实。由电站三废小组牵头成立净化小组，确定设备冷却水系统放射性水的处理方案；净化小组中白班值人员需确认净化工作是否影响设备冷却水系统倒列等工作，白班值和计划人员需要清理倒列及安全壳隔离阀相关的定期试验，注意恢复投运时反向污染的问题（要冲洗合格），落实在文件包中。净化小组根据下述标准确定设备冷却水系统是否需要换水或自然衰变的目标：1）不违反相关法规和技术规范（①国标氚豁免值是比活度1.0 MBq/g，总活度1.0 GBq，即小于这些值的氚可以免监管；②国标食入氚化水1.11 GBq的待积有效剂量达到年限值20 mSv；③化学技术规范要求RRI水的总γ限值是0.1 MBq/m3，期望值小于0.04 MBq/m3；④KRT005/006MA测量设备冷却水总γ比活度：一级报警0.1 MBq/m3；二级报警0.4 MBq/m3）；2）不影响控制区边界（受污染的RRI水不扩大控制区边界2.5 μSv/h）；3）不影响人员工作（开口设备表面污染β≤0.8 Bq/cm2; α≤0.4 Bq/cm2）；4）不导致受污染的RRI水失控排放（RRI系统的排水、疏水、跑水以及取样不会导致放射性物质失控排放）；5）不影响设备冷却水系统倒列（A/B列倒列或共用符合切换不会导致未污染的设备冷却水违反上述四条原则、A/B列倒列或共用符合切换不会导致未污染的设备冷却水放射性显著上升）。

5 结论

文章结合大亚湾核电站两次设备冷却水核岛热交换器泄漏的处理情况，总结出设备冷却水系统放射性异常的响应措施，以便再次发生此类事件时快速查找及隔离故障热交换器、减小事件后果，对具有中间冷却系统的核电站有借鉴意义。

[1] HAF0213-89. 核电厂反应堆冷却剂系统及其有关系统[S].（HAF0213-89. The Reactor Coolant System and Relevant Systems in a Nuclear Power Plant[S].）

The Response to Abnormal Radioactive Increase in the Component Cooling Water System

ZHENG Jie-min
(Daya Bay Nuclear Power Operations and Management Co.，Ltd.，Shenzhen of Guangdong Prov. 518031，China)

When coolant comes out because of heat exchanger leakage in a nuclear power plant which has intermediate cooling system, the reason of radioactive increase should be identified in time and effective measures should be taken so as to control and fix the defect. After reviewing the whole treatment processes of the two events of nuclear island heat exchanger leakage in the component cooling water system in Daya Bay nuclear power plant, by analyzing reasons and corresponding phenomena, a set of general responding measures can be concluded when radioactivity increases abnormally in the component cooling water system, according to the requirement of monitoring and controlling of radioactivity in the component cooling water system. And detail suggestion of steps on defect reason identification, unit status controlling and treatment actions is provided. These can be used in the event treatment of abnormal radioactive

component cooling water；heat exchanger；leakage；radioactive

TM623 Article character：A Article ID：1674-1617(2014)01-0059-07

TM623

A

1674-1617(2014)01-0059-07

2013-12-31

郑杰民（1973—），男，四川人，工程师，学士，主要从事核电站运行工作。

increase in the intermediate cooling system in other nuclear power plants, in order to quickly identify and isolate the leaking heat exchangers, control the expanding of defect and minimize the consequence.