乏燃料貯存格架水下拆除及貯存工藝研究

偶建磊，羅文廣，廖佳濤，趙登山

（中國核動力研究設計院，四川成都 610213）

0 引言

國內某在役二代核電廠通過將乏燃料水池內原有部分6×6型乏燃料貯存格架（以下簡稱舊格架）拆除更換為新型高密集格架，實現(xiàn)乏燃料水池貯存容量提高以保證核電站的正常運營[1]。在拆除及更換過程中乏燃料水池始終貯存有一定數(shù)量的乏燃料組件，需依靠乏燃料水池內的硼酸水進行冷卻降溫，因此舊格架的拆除需在水下進行遠程操作，同時依據(jù)項目目標，還需將舊格架進行清洗去污、包裝、轉運及貯存。

經調研目前國內還未有在役電站帶料實施乏燃料貯存格架水下拆除及更換作業(yè)，以國內首次在役核電站擴容改造中舊格架拆除工作實施的工程經驗為基礎，將實施工藝與輻射防護相結合，提出一種乏燃料貯存格架水下拆除工藝。

1 實施物項及方案介紹

項目中水下拆除的舊格架為6×6 型乏燃料貯存格架，由吊耳、圍板、貯存單元、底板、流水孔、支腿組成，乏燃料貯存格架結構如圖1 所示。貯存單元個數(shù)為36 個，每個貯存單元均設置有流水孔及M39×3 mm 的螺紋孔，其中底板上安裝有20 個支腿。

圖1 乏燃料貯存格架結構示意圖

舊格架水下拆除方案主要為舊格架內燃料組件移位→舊格架水下劑量普查→舊格架水下吊裝→舊格架沖洗去污及吹掃→舊格架翻轉→舊格架包裝轉運→舊格架貯存。該工作涉及水下吊裝安全及輻射安全，屬于高風險作業(yè)。

2 實施條件準備

條件準備主要包含：①編制專項輻射防護方案并將輻射防護控制流程融合至實施工藝中；②研制專用工器具，如舊格架水下吊裝工具、舊格架水下沖洗裝置[2]、舊格架水上沖掃裝置、舊格架豎直吊裝及翻轉裝置、輻射監(jiān)測普查專用工裝、鏈條鍍鎳電動葫蘆、水下長桿刷子工具等，在滿足功能需求的同時，提高工作效率；③編制應急預案，如格架輻射水平超標無法吊出水池應急預案，乏池堵漏預案、格架打撈預案及電動葫蘆卡死預案，其中格架輻射水平超標無法吊出水池預案規(guī)定：若多次水下去污無法滿足出水劑量要求，則先將劑量超標的格架依次往后移動，最終使用周圍格架進行替代拆除；④增設安全保障措施，如鋼覆面快速堵漏裝置[3]，該裝置可阻止格架墜落沖擊使池底及池壁鋼覆面破裂而發(fā)生放射性硼酸水外泄；⑤進行有效的模擬操作練習，提高工作人員操作熟練程度，減少人員控制區(qū)域工作時間。

3 實施工藝

依據(jù)實施內容及輻射防護方案規(guī)定，制定圖2 所示舊格架拆除詳細實施工藝，在作業(yè)時操作人員應嚴格遵守控制區(qū)作業(yè)管理規(guī)定，同時應做好防異物及臨邊作業(yè)安全措施。

圖2 舊格架拆除實施工藝

3.1 舊格架內乏燃料元件移位

在舊格架拆除之前，需將貯存在舊格架內的乏燃料組件依據(jù)其燃耗情況移動至其余指定的貯存格架內。同時還需將相鄰格架貯存單元一定范圍內的乏燃料組件進行清空，據(jù)此可判定舊格架自身的真實劑量水平以及貯存單元內是否存在局部熱點。經過現(xiàn)場驗證，當移除舊格架周圍3 排及以上乏燃料組件后，舊格架水下測量劑量水平無明顯變化，為減少乏燃料組件移動數(shù)目，確定進行舊格架自身乏燃料及周圍格架3 排乏燃料進行移位。

在燃料移位時應嚴格執(zhí)行燃料移位方案及操作程序，并確保乏燃料水池內格架貯存空位滿足緊急停堆卸料數(shù)量。

3.2 舊格架水下劑量水平測量

為全面掌握舊格架的輻射水平，需對格架貯存單元內部進行水下劑量普查。其貯存單元劑量普查方法為：使用碳素長桿工具配合乏燃料吊車將測量儀表AMP-100 探頭下放至舊格架A行第1 列貯存單元導向喇叭口處，從導向喇叭口處開始每下降1000 mm 進行定點測量，測量時間為10 s，并依次記錄數(shù)據(jù)至測量點位處。以此類推，將36 個貯存單元全部進行點位測量。圖3 所示為其中一行共6 列貯存單元的測量示意圖。其中需注意在除固定測量的點位外，在測量過程中，發(fā)現(xiàn)劑量水平較高的點時，應及時在圖中標識位置并記錄數(shù)據(jù)。

圖3 某行6 列貯存單元劑量測量點

根據(jù)核電廠輻射防護專項方案確定，格架劑量水平最大值小于10 mSv/h 時，即可滿足格架吊出乏池要求，若貯存單元內監(jiān)測數(shù)據(jù)大于10 mSv/h，則需進行水下去污，其方法為：使用水下沖洗裝置或長桿擦拭工具對測量點位處的貯存單元進行去污沖洗或擦拭沖洗，污水經格架底部流水孔流出舊格架，達到去污效果。圍板劑量普查采用掃描普查的方法，即使用測量長桿工具及儀表對4 個面進行掃面普查，記錄劑量水平較高區(qū)域，若監(jiān)測數(shù)據(jù)大于10 mSv/h 則使用長桿刷子工具進行外表面水下去污。若貯存單元或圍板經多次水下去污，劑量率下降不明顯，則執(zhí)行格架輻射水平超標無法吊出水池應急預案，使用相鄰格架進行替換。

3.3 舊格架水下吊裝

舊格架準備起吊前，需將作業(yè)無關人員進行清場并通知輻射防護人員上調乏燃料水池間輻射監(jiān)測系統(tǒng)（KRT 系統(tǒng)）儀表KRT013/014MA 監(jiān)測報警閾值至10 mSv/h。

使用水下攝像頭確認水下吊裝工具與舊格架底部流水孔（水下吊裝接口）抓取正常，舊格架吊裝脫離池底50 mm 左右，試吊10 min，確認無異常后，輔助吊車以最小速度帶動水下吊裝工具將舊格架從水池底部緩慢起升，當舊格架頂部距離乏燃料水池液面100 mm 后，輻射防護人員使用長桿專用工具將舊格架圍板及貯存單元底座進行實時劑量監(jiān)測，監(jiān)測數(shù)據(jù)小于10 mSv/h 時，則繼續(xù)將舊格架從乏燃料水池吊裝至清罐池中。在吊運前應提前規(guī)劃好轉運路徑并鋪設好紅色塑料布及吸水紙，應盡可能的減少通過乏池區(qū)域，禁止通過乏燃料組件上方。

若輻射防護人員監(jiān)測數(shù)據(jù)大于10 mSv/h 或KRT013/014MA 報警，則立即將舊格架返回至水池中，進行水下去污。若貯存單元或圍板經多次水下去污，劑量率下降不明顯，則執(zhí)行格架輻射水平超標無法吊出水池應急預案，使用相鄰格架進行依次替換。

3.4 舊格架沖洗去污及吹掃

舊格架吊裝至裝灌池上方后，輻射監(jiān)護人員恢復KRT013/014MA 閾值。當舊格架在清罐池內下降至1.5 m 后，去污人員穿戴氣衣使用高壓水槍對格架的底部圍板及支腿進行沖洗去污，同時在舊格架下降的過程中對上部的圍板進行去污，舊格架完全下降至清罐池底部后，使用高壓沖洗裝置依次對舊格架貯存單元進行沖洗去污，沖洗去污時應對劑量普查較高處進行重點去污。

去污完成后拆除吊具，輻射防護人員使用長桿劑量儀表對格架外表面及支腿進行去污后的掃描式劑量普查，標記格架最高劑量水平位置，去污后的劑量水平應低于2 mSv/h。若高于2 mSv/h 應使用高壓沖洗裝置進行沖洗去污，若多次去污仍高于2 mSv/h，且劑量水平無明顯下降，應使用長桿擦拭工具對熱點處進行擦除沖洗后測量，若多次去污劑量率仍不下降，則需在轉運前使用鉛皮對熱點進行包裹屏蔽直至滿足要求。

最終使用格架吹掃工具對貯存單元底部凹槽內的積水進行吹掃，并將舊格架放置15～18 h 自然晾干，防止在后續(xù)翻轉污水外流造成污染擴散。

3.5 舊格架翻轉

操作人員在燃料廠房20 m 平臺使用舊格架豎直吊裝工具連接吊耳起吊舊格架，并利用底板螺栓孔在舊格架底部安裝翻轉裝置。燃料廠房0 m 外在轉運平板車上安裝接水盤，在接水盤上部依次放置防雨布、格架包裝袋、紅色塑料布，在非承載區(qū)域鋪設白色塑料布，作為過渡區(qū)域。同時在紅色塑料布上方靠近格架底部翻轉區(qū)域鋪設吸水紙，防止在后續(xù)翻轉污水外流造成污染擴散。

轉運平板車運行至吊裝孔下，操作人員使用格架吊裝及翻轉工具配合平板車前進將舊格架由豎直狀態(tài)翻轉至水平狀態(tài)。

3.6 舊格架包裝、轉運

操作人員穿戴紙衣、鞋套及乳膠手套拆除翻轉工具，輻射防護人員進行出控制區(qū)放行前劑量率及污染水平測量，滿足放射性物質廠內運輸?shù)妮椛浞雷o測量與檢查要求（表1、表2）后放行出控制區(qū)，若超過相應限值，則需進行表面去污或在熱點處增加鉛皮屏蔽。然后依次進行紅色塑料布、格架包裝袋包裝，并對過渡區(qū)域進行劑量普查，確認無污染后撤除白色塑料布。

表1 廠區(qū)放射性運輸?shù)膭┝柯蔥4]

表2 廠區(qū)放射性運輸?shù)奈廴舅较拗?/p>

舊格架包裝完畢后，包裝袋外側覆蓋遮雨布，并使用封車帶將格架固定。在轉運路線經過其他機組邊界時，應在轉運前提前通知相關人員對轉運路線中的輻射監(jiān)測系統(tǒng)相關儀表進行報警解除，待通過后，進行恢復操作。同時應避免在惡劣天氣進行轉運。

3.7 舊格架貯存

將包裝后的舊格架通過轉運小車集中存放至指定放射性物品貯存區(qū)域，格架的貯存位置應按照出廠測量的劑量水平大小進行調整，優(yōu)先將劑量較高的格架存放至貯存區(qū)域中央，以減少對人員通道的影響。

當舊格架全部貯存完畢后，輻射防護人員應對整個貯存區(qū)域進行劑量普查，判斷劑量水平是否滿足核電廠的控制區(qū)分區(qū)管理規(guī)定限值，若高于限制值，則對劑量較高的區(qū)域搭設鉛屏蔽墻，并在控制區(qū)人行通道入口顯眼處張貼輻射標牌。

4 結束語

依據(jù)該工藝對20 臺舊格架進行水下拆除、去污及包裝貯存實施，舊格架中水下測量最大劑量率為5.1 mSv/h，經對測量處熱點進行水下沖洗去污后下降至0.57 mSv/h，同時使用鉛皮在劑量較高處屏蔽后進行包裝后滿足廠區(qū)放射性運輸?shù)膭┝柯室?。貯存區(qū)域人行通道的輻射水平、控制區(qū)邊界的輻射水平、個人最大劑量及均小于輻射防護專項方案限值。

核電廠乏燃料貯存格架水下拆除工藝研究實現(xiàn)了舊格架拆除的實施目標，預防或降低了實施中的風險后果，同時采用輻射防護最優(yōu)化原則，規(guī)范了工作人員操作流程，保障了核電廠正常運營，實施過程中未出現(xiàn)工業(yè)安全及輻射防護事件，工作人員個人劑量、集體劑量及環(huán)境劑量均符合要求規(guī)范。該工藝及相關應急預案可為后續(xù)其他核電廠的格架更換及退役提供參考，同時將對后續(xù)格架解體及處理工作提供借鑒。