CPR1000核电机组RPV辐照监督管提取方案及实践

黄 平，段兴彪，周 鹏，范敏郁，罗志峰，钱王洁，张晏玮，蔡可信

（1. 苏州热工研究院有限公司，江苏 苏州 215004；2. 阳江核电有限公司，广东 阳江 529941； 3. 辽宁红沿河核电有限公司，辽宁 大连 116302）

反应堆压力容器（RPV）是核反应堆内防止放射性扩散的第二道安全屏障和一回路压力边界，是反应堆寿期内不可更换的设备［1-4］。辐照脆化是RPV的主要老化机理，经中子辐照后RPV材料韧脆转变温度升高、屈服强度增加、断裂韧性降低，快速断裂的风险增加，为避免发生快速断裂事故，目前普遍采用辐照监督的方法，在堆芯吊篮处安装若干根辐照监督管，内部放置不同类型的性能测试试样，定期取出辐照监督管进行性能测试，由于监督管位置较RPV更接近堆芯，所受中子辐照的注量率要高，从而通过辐照监督管内试样的性能可以有效预测RPV服役更长时间的辐照脆化性能［5，6］。辐照监督管理可以分为监督管提取、监督管运输、监督管内试样测试、综合性能评估等工作，其中，辐照监督管提取是进行后续工作的前提，本文介绍了辐照监督管提取的技术方案，并以某CPR1000核电机组为例，阐述了辐照监督管提取时应注意的事项，为国内其他类似核电机组的辐照监督管提取提供参考。

1 辐照监督管提取的主要工作

1.1 运输容器设计、制造与验证

反应堆辐照监督管是为了检测反应堆压力容器在全寿期内，材料经中子辐照后的力学性能及脆化程度，以及压力容器材料承受的中子注量和中子能谱。辐照监督管有效段位于堆芯区域，在反应堆正常运行时受到来自堆芯中子的辐照使监督管材料活化而生成反射性物质。在监督管达到辐照时间后需从反应堆卸出，并装入专门设计的运输容器运送至实验室进行辐照分析，对监督管的反射性源项的计算为后续运输容器设计的基础。

因此，首先需对监督管的放射性源项进行分析计算，由于放射源监督管为非特殊形式的放射性物质，计算主要放射性核的活度以及与各核素的A2值的比值之和，用以确定运输容器货包类型。按照GB 11806-2004《放射性物质安全运输规定》中规定，辐照后的监督管中所有放射性核素的活度与其A2值的比值之和小于1，可按照A型货包设计，而大于1则需按照B型以上货包设计计算。

辐照监督管从反应堆容器中卸出后需装入专门设计的运输容器运送至实验室进行分析，由于辐照监督管有较强的放射性，运输容器必须设计有屏蔽层，如图1所示，其屏蔽层主体材料为铅，其他结构材料为钢材。此外，需对运输容器进行屏蔽设计，使之满足GB 11806-2004对放射性运输容器的剂量率要求。主要计算内容为对已初步设计的运输容器方案进行屏蔽计算，得到容器表面及距离表面1米、2米处的剂量当量率，并使计算目标满足《放射性物质安全运输规程》中的有关要求：

图1 辐照监督管运输容器结构示意图Fig.1 Structural diagram of shipping containers for irradiation surveillance capsule

1） 辐射照射应控制在可合理做到的尽可能低的水平。

2） 第6.10.2条规定，正常运输条件下，在货包外表面任意一点处，辐射水平均不得超过 2 mSv/h，同时运输指数也不得超过10（即距离容器表面1米处的辐射水平不超过0.1 mSv/h）。

此外，还需根据计算获得的容器外表面最高辐射水平，参照《放射性物质安全运输规程》货包分级标准（如表1所示），确定运输指数及对应的货包运输等级。

表1 货包和外包装的运输等级Table 1 Transport level of package and outer packing

运输容器经源项计算、屏蔽计算，整体设计结构如图2所示，主要由容器本体（防倒支架）、减震器、容器支架及紧固件等组成，容器本体采用不锈钢内筒+铅+锈钢外壳三层结构，减震器在连接法兰处通过螺栓与容器本体相连接，容器通过吊耳固定在容器支架上。制造过程中，采用直立铸铅方式，灌铅后屏蔽体采用60Co源γ探伤机进行探伤检查，制造完成后还需进行吊耳载荷试验，包含静载荷和动载荷。此外，运输容器设计和模拟件制造需向国家核安全局（NNSA）报备，制造后进行验证试验，包含喷水试验、自由下落试验及贯穿试验等，最终试验结果提交NNSA批准之后进行最终运输容器的制造［7，8］。

图2 运输容器Fig.2 Shipping containers

1.2 运输容器在进入核岛前的安装与调试

辐照监督管运输容器运达核电站后，在核电站大修期间实施辐照监督管的提取和包装，主要流程如图3所示。鉴于核岛内复杂的工况条件，各类操作动作难度大为增加，运输容器在进入核岛前完成安装和调试工作尤为关键［9］。

图3 辐照监督管提取与包装流程Fig.3 Extraction and packaging process of irradiation surveillance capsule

如图4所示，运输车辆进入核电厂后先在AB库进行卸车，航车吊运需要注意人员安全。运输容器暂时横放于临时坐架上，拆卸螺栓、移除减震器、安装吊耳，减震器暂存AB库，并办理存放单。借助一根吊带捆绑容器，一根吊带连接吊耳将运输容器竖立，且事先在地面铺放缓冲材料，防止运输容器与地面碰撞。

图4 运输容器安装与调试Fig.4 Installation and debugging of shipping containers

防倒支架分为两个半环，待运输容器竖立并平稳于地面后，搬运防倒支架对准安装于运输容器下部，需注意防倒支架与运输容器间的结合度，防止间隙过大，安装螺栓时勿单个拧紧后继续安装下一枚螺栓，应先安装所有螺栓但不拧紧，后对称分布的螺栓同时多人拧紧，可有效保障防倒支架的安装稳定性。运输容器安装完成后，必须对其进行必要的调试，利用吊带多次拉动吊耳，验证吊耳的安装流畅性，吊起运输容器并静止于空中，验证吊耳和防倒支架安装稳定性，尤其关注吊耳连接部分。待设备舱门打开窗口期间，打开保卫边界将运输容器吊运至20米龙门架鸡笼，并暂存于鸡笼。

1.3 辐照监督管提取及放置

等待设备舱门再次打开窗口期间，将鸡笼暂存的运输容器吊运至核岛RX20米平台。在RX厂房水池边作业，存在人员和工具坠落、人员沾污等风险，需做好风险宣贯，合理监护操作。如图6所示，运输容器入水前需打开顶盖和疏水孔，此外鉴于容器入水，存在引入异物风险，需在入水前检查松动部件，编制防异物检查单，对现场入水设备及工具进行登记、检查，并拍照留底。

图5 运输容器吊运至20米鸡笼暂存Fig.5 Temporary storage in 20-meter platform

图6 运输容器入水前准备Fig.6 Preparation before extraction of irradiation surveillance capsule

利用吊耳，将运输容器从RX20米平台吊入构件池，入水后吊带上端临时绑扎于水池护栏。组装抓取工具、安装水下电视，依据图7所示的辐照监督管堆内周向布置方位图，移出辐照监督样品塞，提取辐照监督管、平移、放入运输容器［10］。回装辐照监督样品塞，拆除抓取工具、运输容器封盖，运输容器从构件池吊至堆坑，吊带及容器封盖长绳绑扎在水池边喷淋管上。同时，需要确认容器放置于堆坑位置，不影响水闸门的安装；吊带及长绳绑扎位置注意不影响换料小车的行驶。

图7 辐照监督管堆内周向布置方位图Fig.7 Internal circumferential orientation diagram of irradiation surveillance capsule

图8 辐照监督管提取Fig.8 Extraction of irradiation surveillance capsule

考虑到辐照监督提管工作一般为大修核岛主关键路径工作，为避免可能出现第一次辐照监督提取的U管无法拔出导致核岛主关键路径延迟的情况，需制定辐照监督管拔管预案。鉴于样品损伤影响因素、中子注入量率、超前因子和中子注量四个方面，U管、V管、Y管具有等效性，同时考虑辐照监督管长杆抓具、下部堆内构件法兰、辐照监督管塞子所承受的最大程度及最大力，结合役前阶段插入及拨出辐照监督管试验数据，制定U管最大提出力，如超过最大提出力则更换V管、Y管提取［11］。

在对堆坑去污时，同时对运输容器表面进行去污。运输容器经悬挂排水后，从堆坑吊至RX20米暂存场地，解除吊带及长绳，并在容器出水后进行剂量测量和防异物检查，拧紧封盖和疏水螺栓。

1.4 运输容器包装

鉴于等待设备舱门再次打开的窗口时间和厂内运输要求，需对容器进行临时包装（吊具单独包装、无外表裸露、张贴大修物料存放单），如图9所示。人员需穿戴纸衣、鞋套、乳胶手套、口罩等附加防护用品，避免人员沾污。

图9 RX20米平台临时包装Fig.9 Temporary packing in RX20-meter platform

设备舱门再次开启时，运输容器仍先由核岛运至龙门架鸡笼，再吊入厂内运输车辆后运至AC热室，装车起运前需测量表面剂量、并办理放射性物品厂内运输许可证。在AC热室对运输容器进行最终打包，如图10所示，拆除容器临时包装、防倒支架（起重配合，防止容器倾倒），将容器放平于支架；拆除容器吊具、拧紧疏水孔螺栓、安装减震器；对运输容器、吊具、防倒支架进行打包，张贴物料存放单暂存，等待运输容器出厂运输。此外，鉴于两次包装、一次拆卸的复杂性，以及可能存在的人员沾污，在核岛RX20米平台空间允许的条件下，建议可以在核岛内一次完成包装后吊运入AC热室暂存。

图10 最终包装状态Fig.10 Final packing state

2 结论

（1） 运输容器需经源项计算确定货包类型，屏蔽计算确定运输等级后，再进行整体结构设计，主要由容器本体（防倒支架）、减震器、容器支架及紧固件等组成，容器本体采用不锈钢内筒+铅+锈钢外壳三层结构。运输容器设计和模拟件制造均需向国家核安全局报备，并经验证试验评审后方可进行正式容器制造。

（2） 鉴于核岛内复杂的工况条件，各类操作动作难度大为增加，运输容器运达核电站、进入核岛前，在AB库拆卸减震器，安装吊耳，竖立运输容器后安装防倒支架，完成运输容器安装并调试吊耳安装流畅性与稳定性、防倒支架安装稳定性。

（3） 经由鸡笼将运输容器吊运至核岛RX20米平台，水池旁临边作业需注意人员和工具坠落、人员沾污等风险，并在容器入水前进行防异物检查。运输容器吊运入构件池，水下提取辐照监督管并封盖，吊运至堆坑池完成去污后方可吊回RX20米平台，容器出水后仍需剂量测量和防异物检查。同时，为避免可能出现第一次辐照监督提取的U管无法拔出导致核岛主关键路径延迟的情况，需制定辐照监督管拔管预案。核岛RX20米平台完成临时包装后，吊运至AC热室拆卸、最终包装，填写物料存放单暂存，等待运输容器出厂运输。

致谢

感谢国家重点研发计划（2020YFB1901500）对本文研究的资助。