压水堆核电厂放射性固体废物处理系统监测道优化方案

陈露轩，郝朋飞，薛生虎

压水堆核电厂放射性固体废物处理系统监测道优化方案

陈露轩1，郝朋飞2，薛生虎1

（1. 中国计量大学，浙江 杭州 310000；2. 中国核电工程有限公司，北京 100084）

核电厂运行期间会产生一定量的放射性废物。在放射性废物处理和暂存期间需实施有效的在线剂量监测，以确保核电厂放射性管控的有效性。本文以国内主流的M310型压水堆核电厂放射性固体废物处理系统的放射性监测通道为对象，通过辐射剂量计算软件（Microshield）对监测通道阈值设定进行了模拟计算，提出了优化设计压水堆核电厂放射性固体废物处理系统通道阈值的工艺方案。目前该设计已经在部分核电厂得以实施。

核电厂；固体废物；监测通道；阈值复核

放射性固体废物处理系统监测通道主要用于核电厂固体废弃物暂存区辐射剂量的检测，防止对暂存区附近的工作人员造成辐射危害。电厂设置了9KRT508MA、9KRT509MA和9KRT511MA暂存区监测通道，主要用于确保反应堆正常运行产生的裂变产物、腐蚀产物或活化产物不向外环境泄漏，保障附近区域人员的辐射安全。目前部分在运核电厂由于工艺更新换代，将原来的混凝土废物桶改为了现在的金属钢桶，提高了暂存区的空间使用效率，但在实际运行过程中，由于钢桶辐射屏蔽较混凝土桶低，放射性参数超出了原监测通道阈值，导致主控室内一直处于报警状态，对主控室操纵员形成了干扰。

针对以上问题，本文通过点核积分Microshield辐射剂量计算对监测通道阈值进行了复核，并结合现场实际情况设计了优化方案，确保对辐射监测红区内的监控，方便红区附近作业人员自身防护管理，避免对主控室操纵员的干扰。优化后的研究成果可用于指导同类压水堆辐射监测系统的设计及技术改造，对提高电厂的辐射防护水平有重要意义。

1　系统功能

1.1　接收废物源项

目前部分在运压水堆核电厂由于工艺更新换代，废树脂和浓缩液放射性固体废物采用了400 L固化钢桶来接收和处理，其特性参数如表 1所示，由表中可知其放射性水平较高，废物接收量大。若缺乏有效仪表监测，会对操作人员安全造成影响。

1.2　辐射监测系统功能

废树脂和浓缩液放射性固体废物的处理工业在厂房设置有固定式辐射监测系统（设备位号为9KRT508MA、9KRT509MA和9KRT511MA）通道，用于监测区域的辐射剂量率和空气活度浓度，保证电厂工作人员免受不必要的辐射照射。另外，监测系统还能向辐射防护人员、技术支持人员以及辐射应急人员提供暂存库内的辐射水平信息，该信息可供有关人员分析[7]、查找和判断可能的故障，以便及时处理故障，保证废物处理系统安全运行[1]。

表1　400 L桶废物特性参数统计表

核电厂每年会对控制区进行辐射水平测量，依据测量数据、辐射控制限制和平均工作人员作业时间，初步将控制区可划分为：绿区（0.002 5 mSv/h≤环境剂量率≤0.01 mSv/h）、黄区（0.01 mSv/h＜环境剂量率≤1 mSv/h）、橙区（0.1 mSv/h＜环境剂量率≤100 mSv/h）和红区（＞100 mSv/h）。

以9KRT508MA监测道为例，监测通道布置于房间的墙体内，安装于辐射黄区的DN470房间（工作人员操作间），探头伸至ND405房间（放废存放操作间）内进行测量。ND405房间的设计辐射分区为红区，9KRT508MA监测通道的布置图如图1所示，即可在辐射剂量较低的区域内对高放射性区域进行监测，ND470[1]房间及相邻房间的辐射分区如图2所示。

废树脂和浓缩液放射性固体废物的处理工业在厂房设置有固定[8]式辐射监测系统（设备位号为9KRT508MA、9KRT509MA和9KRT511MA）通道，用于监测区域的辐射剂量率和空气活度浓度，保证电厂工作人员免受不必要的辐射照射。另外，监测系统还能向辐射防护人员、技术支持人员以及辐射应急人员提供暂存库内的辐射水平信息，该信息可供有关人员分析、查找和判断可能的故障，以便及时处理故障，保证废物处理系统安全运行。

核电厂每年会对控制区进行辐射水平测量，依据测量数据、辐射控制限制和平均工作人员作业时间，初步将控制区[2]可划分为：绿区（0.002 5 mSv/h≤环境剂量率≤0.01 mSv/h）、黄区（0.01 mSv/h＜环境剂量率≤1 mSv/h）、橙区（0.1 mSv/h＜环境剂量率≤100 mSv/h）和红区（＞100 mSv/h）。

以9KRT508MA监测道为例，监测通道布置于房间的墙体内，安装于辐射黄区的DN470房间（工作人员操作间），探头伸至ND405房间（放废存放操作间）内进行测量。ND405房间的设计辐射分区为红区，9KRT508MA监测通道的布置图如图1所示，即可在辐射剂量较低的区域内对高放射性区域进行监测，ND470房间及相邻房间的辐射分区如图2所示。

图1　9KRT508MA监测道设备布置图

图2　2ND470房间及相邻房间的辐射分区

2　当前系统设计中的问题

根据固定式监测设备的设计、布置和使用准则要求，γ辐射监测仪由于用于在正常运行条件及预期运行事件下连续监测核电厂限定区域内的就地γ辐射剂量率，要求在被测剂量率超过预定值时，仪器能通过音响或灯光报警通知工作人员，以便保护工作人员免受辐射的伤害。本文结合对核电厂运行经验的调研，总结相关监测通道当前主要存在以下两种问题。

2.1　报警干扰问题

收集国内核电厂运行记录和经验反馈发现，核电厂固体废物处理系统的监测通道存在报警存在不足，主要体现在以下几个方面：

（1）当放射性废树脂排放在暂存罐中时，放射性工艺监测通道的监测仪会一直触发报警信号，长时间的报警直接影响核电厂主控操作人员的监盘工作；

（2）在相同辐射监测通道内，由于监测探头设置的位置不同和不同类型仪表导致报警阈值会存在差异；

（3）对系统过滤器进行监测时，由于监测通道的阈值设计不合理或是偏保守的缺陷，导致当监测通道出现二级报警时，实际上过滤器为达到更换任然还可继续使用，既浪费过滤器增加生产成本同时又增加了核电厂的废物产量。

2.2　辐射分区阈值设置问题

核电厂在运行期间，为便于辐射防护管理和职业照射控制，根据每个放射性控制区域的放射性水平大小，将控制区划分为不同的子区，即：常规工作区（绿区）、间断工作区（黄1区）、限定工作区（黄2区）、高辐射区（橙1区）、特高辐射区（橙2区）和超高辐射区（红区）[3]。由于新建电厂的辐射分区划分主要依据已有参考电厂，未对控制区做详细区域测量和评估，因而固体废物处理系统作业区域在运行过程中，会存在辐射监测仪表阈值与现场需求不一致、不匹配的问题，导致测量仪表误报警或不报警。

3　监测道优化方案

3.1　点核积分法MicroShield程序屏蔽计算

3.1.1点核积分法

在核设施的辐射屏蔽设计中，需要计算和处理各种复杂几何空间的辐射屏蔽问题。它们在几何空间中所处的位置和方位是无规则的。使用一般的公式进行估算存在很大难度，而点核积分法通过积分点核减弱函数来得到任意几何形状γ源在空间一点的辐射通量密度。点核积分法是最适宜计算和处理复杂几何空间辐射屏蔽问题的方法。

3.1.2MicroShield程序

MicroShield软件是一款辐射剂量计算软件，它广泛应用于屏蔽体设计与屏蔽体外参考点剂量率计算等问题。

软件设有16种源项模型并自带含有12种屏蔽材料的材料库以及一个含497种放射性核素的核素库，用户还可以根据工程需要自行添加屏蔽材料，这些功能使建模时有更广泛的选择范围。

3.2　MicroShield程序剂量计算

本文计算采用简化模型，认为暂存库建筑物的屏蔽材料为不锈钢，不锈钢型号选取MicroShield材料库中NRC推荐的标准不锈钢。除不锈钢外，认为处置单元附近的空间只有空气。根据400LID-I型钢桶的规格尺寸参数（内径）700 mm×1 132 mm[2]。MicroShield软件输入参数设置如表2所示。

表2　400 L钢桶参数

MicroShield程序的源项输入是对不同能量的γ射线分成能组输入，根据简化的设计源项，考虑能量主要为γ射线[5]，载体为4137钢材。Dimension（测量几何）设置探测点与放射源的几何关系，如图3所示，探测点为放射源直线距离30 cm处的点探测点。

图3　设置探测点与放射源的几何关系

以9KRT508MA监测通道为例说明，废树脂槽接收的废树脂分三种：化学和容积控制系统的高活度浓度树脂；硼回收系统和乏燃料池水冷却和处理系统中等活度浓度树脂；废液处理系统和蒸汽发生器排污系统的放射性异常时的树脂。计算中假设两个化容系统的废树脂（阳离子树脂和混床树脂）同时更新并送到同一个废树脂槽内，单能光子对探测点的有效剂量的点核积分公式为：

——通量与试剂率间的转换系数；

——累积因子；

——空间体积。

计算分析不同主冷却工况下探头的剂量率计算结果如表3所示。放射性源项参数由Source数值界面输入[6]，MicroShield工程计算软件用内置程序完成点核积分计算。图4为监测道Source源项值输入。

图4　监测道Source源项输入

Pig.4Monitoring the channel source term input

3.3　计算结果分析

参考阈值计算结果数值主要参数包括暴露剂量率、等效放射率和当量速率，根据实际对应的不同种堆芯燃料包壳破坏率选择剂量率为37 GBq/t131I、4.44 GBq/t131I和0.55 GBq/t131I处的监测点位值，如表3所示。

表3　不同工况下9KRT508MA监测点位剂量率计算结果

结果可以看到，废树脂槽表面30 cm处监测点的剂量率水平在主回路源项为0.55 GBq/t131I当量时仍达到Gy/h的量级。报警阈值参考此计算结果设置会一直不报警，无法达到警示工作人员此处剂量率水平的作用。因此，对原设定阈值不做调整，保持一级报警阈值为1.25 mGy/h，二级报警阈值保持为2.5 mGy/h。

3.4　主控室报警干扰问题优化方案

依据监测道从辐射红区内测得的放射性值，决定取消参考电厂原设定的主控室一级、二级、故障报警信号，同时保留主控室剂量显示信号（《压水堆核电厂房固定式辐射监测系统设计准则》（EJ/T 1180—2005）中规定监测固体废物处理系统废树脂罐外面γ辐射剂量率），在低剂量区增加一个集中报警显示机柜9KRT534CR用于9KRT508MA/509MA/511MA一、二级、故障报警指示以及实时剂量显示，使监测道在实时监测放射性剂量率的同时，消除了主控室的报警干扰。

为实现9KRT508MA/509MA/511MA 故障报警指示以及实时剂量显示，原有监测道内需添置一台废树脂放射性就地显示柜。报警信号采用开关量输入方式送至9KRT534CR，剂量率信号采用4～20 mA模拟量输入方式送9KRT534CR就地显示柜，同时主控室的剂量率信号采用的RS485方式不变，原有485总线保持不变，在DCS（分布式控制系统）端，删除相关功能模块，信号传输图如图5所示。

图5　信号传输图

Pig.5The signal transmission diagram

4　效果分析

经上述分析和优化，将9KRT508MA、9KRT509MA和9KRT511MA暂存区监测道辐射阈值监测改为就地监测，在实际应用于秦山地区核电机组的过程中，有效解决了主控室内报警干扰问题，同时监测数值可以有效帮助辐射区域附近工作人员避免辐射剂量超标，确保满足辐射防护要求，并且大幅减少了维修工作量，提高了工作效率。

5　结论

固体废弃物处理系统作为核电厂后处理的主要环节，其监测道内放射性水平较高、总量较大，对放射性废物在打包过程中的安全性和效率性提出了较高的要求。在本文工作过程中对监测道阈值进行了模拟计算复核和分析，并结合辐射监测功能需求及现场实际情况设计了的优化方案，在安全性、效率和经济性均优于原设计方案。目前该方案已在秦山地区核电机组得以实施，有效解决了现场问题，也为后续核电厂辐射监测系统优化工作提供了参考。

［1］ 彭星杰. 小模块式反应堆在线检测方法研究及系统研制［D］．北京. 清华大学.

［2］ 薄晶杰. 林锋. 刘锦洋. 等. 核电厂TES水泥固话线控制策略研究与应用［J］．自动化仪表，2015（11）：26-29.

［3］ 马宝成. 邱小平. 叶永东. 核电厂放射性固体废物处理［J］．南华大学学报，2010，24（1）：17-20。

［4］ 段黎明. 海阳核电厂AP1000放射性固体废物处理系统介绍［J］．山东工业技术，（11）：61-62.

［5］ 何英勇，任宪常，王欢，等. 核电站TES水泥固话线废滤芯灌浆固定搅拌装置研究［J］．新技术新工艺，2014（4）：4-6.

［6］ 王伟. 王际. 核电厂TES水泥固话线系统改造探讨［J］．产业与技术论坛，2017，16（12）：54-55.

［7］ NRC. NUREG-0800，Standard Review Plan［R］．Washington DC：NRC，2007.

［8］ 国家核安全局.HAF102—2016核动力厂设计安全规定［Z］．2016.

The Optimization Scheme of the Monitoring Channel for the Solid Radioactive Waste Treatment System of PWR Nuclear Power Plant

CHEN Luxuan1，HAO Pengfei2，XUE Shenghu1

（1. China Jiliang University，Hangzhou of Zhejiang Prov. 310000，China；2. China Nuclear Power Engineering Co.，Ltd.，Beijing 100084，China）

A certain amount of radioactive waste will be produced during the operation of nuclear power plants. It is necessary to implement effective on-line dose monitoring during the treatment and temporary storage of radioactive waste to ensure the effectiveness of radioactive control in nuclear power plants. The setting of channel threshold is the core of the monitoring system. In this paper, the radioactive monitoring channel of the solid radioactive waste treatment system of the M310 PWR nuclear power plant was taken as the object of study, and the threshold setting of the monitoring channel was simulated by the radiation dose calculation software (Microshield) system. At the same time, the optimal design of the solid radioactive waste treatment system for PWR nuclear power plant was proposed. The design has been implemented at some nuclear power plants.

Nuclear power plants; Solid waste; Monitoring channel; Threshold review

TL93

A

0528-0918（2022）01-0215-05

2020-01-22

陈露轩（1994—），男，浙江嘉兴人，学士，现主要从事核电厂废物处理方面研究