核電站蒸汽發(fā)生器排污水監(jiān)測道報警閾值研究

賈靖軒，吳榮俊，王驕亞，劉洪濤

(1.武漢第二船舶設(shè)計研究所，湖北 武漢 430064;2.中廣核工程設(shè)計有限公司，廣東 深圳 510000)

核電站在運行過程中會產(chǎn)生大量放射性物質(zhì)，為此核電站設(shè)置了多道屏障對其進(jìn)行防護(hù)。為了保證實時監(jiān)測屏障的完整性和有效性以及人員的安全，核電站設(shè)置了輻射監(jiān)測系統(tǒng)，通過對核電站某些工藝過程、設(shè)備、工作區(qū)域和排出流的輻射監(jiān)測，從輻射水平高低來判斷設(shè)備是否有效正常運行，防止任何超劑量事故的發(fā)生。輻射監(jiān)測系統(tǒng)包含多種監(jiān)測通道，分別監(jiān)測核電站工藝系統(tǒng)、工作區(qū)域和排出流的放射性水平，每個通道設(shè)置了兩級報警閾值，以確保在發(fā)生異常情況時發(fā)出報警信號，確保電站和人員(包括公眾)的安全[1－3]。報警閾值作為輻射監(jiān)測系統(tǒng)是否發(fā)出報警信號的重要指標(biāo)，是輻射監(jiān)測系統(tǒng)的核心運行參數(shù)，其設(shè)置的合理與否直接影響到輻射監(jiān)測系統(tǒng)的穩(wěn)定有效運行，并間接影響到電站的安全穩(wěn)定運行。簡單地說，如果閾值設(shè)置過高，輻射監(jiān)測系統(tǒng)可能在發(fā)生事故的情況下不能及時報警，從而對電站和工作人員的安全造成極大威脅;如果閾值設(shè)置過低，輻射監(jiān)測系統(tǒng)又可能會出現(xiàn)頻繁誤報警的情況，直接影響電站的運行效率。筆者通過建模計算的方式對百萬、千萬級壓水堆核電站蒸汽發(fā)生器排污水監(jiān)測通道的報警閾值進(jìn)行研究，并與現(xiàn)役電站的報警閾值進(jìn)行比較驗證[4]。

1 蒸汽發(fā)生器排污水監(jiān)測通道

蒸汽發(fā)生器傳熱管受腐蝕的一個主要原因是冷凝器的海水向二回路冷凝水泄漏，腐蝕大多出現(xiàn)在靠管板上側(cè)的管子根部，因為非揮發(fā)性物質(zhì)容易在此集聚產(chǎn)生腐蝕。為減輕腐蝕，在管板上側(cè)要連續(xù)排污，為此設(shè)計了蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)(APG)，以防止各種雜質(zhì)在蒸汽發(fā)生器中高度濃縮以及控制一次側(cè)水向二回路水泄漏所造成的放射性水平的升高。在APG系統(tǒng)的排污管口接有核取樣系統(tǒng)(REN)，對排污水的γ放射性進(jìn)行連續(xù)取樣測量[5]。排污水監(jiān)測通道可以探測蒸汽發(fā)生器微小的泄漏，因為微漏在長時間運行后，蒸汽發(fā)生器的二次側(cè)水將會受到放射性污染。當(dāng)測量的蒸汽發(fā)生器取樣水的放射性超出預(yù)定值時給出警報，提醒工作人員排查泄漏點。

2 蒸汽發(fā)生器一次側(cè)水向二次側(cè)泄漏放射性核素分析

蒸汽發(fā)生器一次側(cè)水即一回路冷卻劑，在不同工況下的放射性核素活度譜可以參照核電站《安全分析報告》中給出的活度譜[6]。一般情況下，一回路冷卻劑中的放射性核素包括裂變產(chǎn)物(如惰性氣體、碘和其他裂變產(chǎn)物)和活化產(chǎn)物(如一回路水的活化和腐蝕產(chǎn)物的活化)，當(dāng)蒸汽發(fā)生器一、二次側(cè)發(fā)生泄漏時，一次側(cè)水的放射性核素會遷移到二回路水中，其中全部惰性氣體都隨蒸汽被蒸發(fā)帶走，因此在核取樣系統(tǒng)中只考慮其他裂變產(chǎn)物和活化產(chǎn)物的影響。

在正常運行工況下，蒸汽發(fā)生器一次側(cè)水中放射性核素活度譜如表1所示。

表1 正常運行工況下一次側(cè)水放射性核素活度譜

3 閾值計算

在一回路系統(tǒng)壓力邊界完好無損的情況下，帶有放射性核素的一次側(cè)水不會泄漏到二回路系統(tǒng)中;而電站在運行過程中蒸發(fā)器一、二次側(cè)之間總會有或多或少的泄漏，這樣二回路水會因此受到放射性污染。在此，把蒸汽發(fā)生器中二回路系統(tǒng)當(dāng)作一個獨立的系統(tǒng)進(jìn)行分析研究，二回路系統(tǒng)中的放射性核素主要來自一回路系統(tǒng)的泄漏，因此，二回路系統(tǒng)的放射性水平主要取決于一、二回路之間的泄漏率以及一回路冷卻劑的放射性水平。當(dāng)蒸汽發(fā)生器一、二回路之間發(fā)生泄漏時，一回路帶有放射性的冷卻劑開始慢慢泄漏到二回路中，使二回路系統(tǒng)的放射性水平逐漸升高，另外，二回路系統(tǒng)放射性核素的減少主要來自3個方面因素:放射性核素自身的衰變造成的減少量;蒸汽攜帶排出的減少量;蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)排污凈化導(dǎo)致的減少量。在泄漏率保持不變的情況下，經(jīng)過一段時間，蒸汽發(fā)生器中二回路水的放射性水平會達(dá)到一個平衡值。

3.1 模型建立

根據(jù)以上分析，蒸汽發(fā)生器中二回路水放射性核素濃度與一、二回路之間泄漏率有如下關(guān)系:

蒸汽發(fā)生器中二回路水放射性核素i濃度變化速率=由于一回路泄漏導(dǎo)致二回路放射性核素i的增加速率+補給水代入的放射性核素i的增加速率－放射性核素i的減少速率。

其中:放射性核素i的減少速率=核素i由于衰變的減少速率+蒸汽攜帶循環(huán)造成的減少速率+蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)排污造成的減少速率。

在此，假設(shè)在多個回路的蒸汽發(fā)生器系統(tǒng)中，一段時間只有一臺蒸汽發(fā)生器泄漏，而其他蒸汽發(fā)生器未泄漏。據(jù)此，可列出如下方程:

式中:Ci(t)為核素i在二回路系統(tǒng)中的活度濃度;Ni(t)為核素i在二回路系統(tǒng)中的濃度;V為二回路系統(tǒng)水總量;D為一、二次側(cè)壓力邊界泄漏率;G為蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)排污速率;G/V為蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)排污因子;n為蒸汽發(fā)生器個數(shù);Z為單臺蒸汽發(fā)生器蒸汽流量;η為蒸汽攜帶因子;Ai為核素i在一回路系統(tǒng)中的活度濃度;Ai=λini;λi為核素i的衰變常數(shù);ni為核素 i在一回路系統(tǒng)中的濃度。

3.2 模型計算

3.2.1 模型求解

對以上微分方程進(jìn)行求解可得:

平衡情況下:

則二回路系統(tǒng)放射性核素總活度濃度為:

3.2.2 參數(shù)取值

(1)泄漏率D。根據(jù) GB/T 13976－1992《壓水堆核電廠運行工況下的放射性源項》，壓水堆核電廠正常運行時蒸汽發(fā)生器一次側(cè)向二次側(cè)的總泄漏率(3臺蒸汽發(fā)生器)約為3.9×10－4kg/s，即1.4 kg/h，則單臺蒸汽發(fā)生器穩(wěn)定泄漏率約為0.47 kg/h，該泄漏率可作為正常運行工況的假設(shè)[7];根據(jù)蒸汽發(fā)生器泄漏監(jiān)測通道(16N監(jiān)測通道)的閾值設(shè)置(一級報警閾值設(shè)置為5 kg/h，二級報警閾值設(shè)置為 70 kg/h[8－9])，可取 5 kg/h泄漏率作為一般異常運行工況的假設(shè)，70 kg/h泄漏率作為極端運行工況的假設(shè)。綜上所述，泄漏率D的取值如下:

正常運行工況:D0=0.47 kg/h。

異常運行工況:D1=5 kg/h。

極端運行工況:D2=70 kg/h。

(2)一回路系統(tǒng)放射性核素活度Ai。一回路系統(tǒng)放射性核素活度可參考《安全分析報告》中在正常運行工況下的一回路冷卻劑放射性核素活度譜的數(shù)據(jù)。

(3)蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)排污速率G。蒸汽發(fā)生器排污系統(tǒng)在正常運行情況下，使用再生式熱交換器，排污是連續(xù)的，速率在10～70 t/h之間由控制閥調(diào)節(jié);當(dāng)使用非再生式熱交換器時，最高排污速率限制在37 t/h內(nèi)。作為排污水監(jiān)測通道閾值計算的設(shè)計輸入，排污總速率可取30 t/h，假設(shè)3臺蒸汽發(fā)生器的排污速率相同，則每臺蒸汽發(fā)生器的排污速率為:G=30/3=10 t/h。

(4)蒸汽發(fā)生器中二回路水總量V。查閱900 MW壓水堆核電站蒸汽發(fā)生器技術(shù)參數(shù)，可得到正常運行狀態(tài)下，蒸汽發(fā)生器二回路水總量為:V=153.22 t。

(5)單臺蒸汽發(fā)生器蒸汽流量Z。查閱相關(guān)資料，可得900 MW壓水堆核電站單臺蒸汽發(fā)生器流量為:Z=1 938 t/h。

(6)蒸汽攜帶因子η。根據(jù)核電站《安全分析報告》，對于碘和其他放射性核素，蒸汽攜帶因子可分別取為:η碘=1%，η其他核素=0.25%。

(7)核素i衰變常數(shù)。核素i的衰變常數(shù)可查閱核素數(shù)據(jù)手冊得到[10]。

(8)蒸汽發(fā)生器個數(shù)n。一般情況下，900 MW壓水堆核電站采用3個循環(huán)回路，配置3臺蒸汽發(fā)生器，則:n=3。

3.2.3 計算結(jié)果

將上述設(shè)計輸入?yún)?shù)代入式(6)和式(7)，可分別得到3種泄漏率工況下的二回路系統(tǒng)放射性核素活度濃度，計算結(jié)果如下:

(1)正常運行工況。正常運行工況下，二回路系統(tǒng)放射性核素的平衡活度濃度為C0=3.9×104Bq/m3。

(2)異常運行工況。異常運行工況下，二回路系統(tǒng)放射性核素的平衡活度濃度為C1=4.2×105Bq/m3。

(3)極端運行工況。極端運行工況下，二回路系統(tǒng)放射性核素的平衡活度濃度為C2=5.8×106Bq/m3。

4 結(jié)論

筆者選擇了3種不同的泄漏率工況進(jìn)行計算，其中異常運行工況計算結(jié)果可作為一級報警閾值設(shè)置依據(jù)，極端運行工況計算結(jié)果可作為二級報警閾值設(shè)置依據(jù)。

(1)異常運行工況下，二回路系統(tǒng)放射性核素活度濃度計算值為4.2×105Bq/m3，嶺澳二期三號機(jī)組排污水監(jiān)測通道一級報警閾值設(shè)置為4.0 ×105Bq/m3，兩者相當(dāng)。

(2)極端運行工況下，二回路系統(tǒng)放射性核素活度濃度計算值為5.8×106Bq/m3，嶺澳二期三號機(jī)組排污水監(jiān)測通道二級報警閾值設(shè)置為4.0×107Bq/m3，兩者相差較大，原因是設(shè)計輸入存在較大差異，但計算結(jié)果較小，以此作為二級報警閾值設(shè)置參考，足以保證核電站安全運行。

綜上所述，建議一級報警閾值設(shè)置為4.2×105Bq/m3;二級報警閾值設(shè)置為5.8×106Bq/m3;其中二級報警閾值的設(shè)置與現(xiàn)役核電站的運行閾值相比較保守，可起到提早發(fā)現(xiàn)事故的作用。

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