核电站一回路退役技术研究_郑莉.pdf

2023 年 第 6 期 广 东 化 工 第 50 卷 总第 488 期 153 核电站一回路退役技术研究核电站一回路退役技术研究 郑莉，韩丽，鲍芳(中国核电工程有限公司，北京 100084)摘 要核电站一回路系统受到运行期间沉积的腐蚀产物的影响，造成放射性水平较高，但其主要为表面污染，采用化学去污方法可取得较好的效果。在核电站退役时，提前开展一回路去污工作，有助于后续退役操作。本文通过对国外核电站退役中一回路去污所采用的技术、实际案例进行介绍，对比了两种常用技术，并对我国将来核电站退役时一回路全系统去污提出了推荐的方法和建议。关键词核电站；一回路去污；全系统去污；氧化还原去污；退役去污技术 中图分类号TQ 文献标识码A 文章编号1007-1865(2023)06-0153-02 Study on Primary Decommissioning of Nuclear Power Plant Zheng Li,Han Li,Bao Fang(China Nuclear Power Engineering Co.,Ltd.,Beijing 100084,China)Abstract:The primary circuit system of nuclear power plant is contaminated by corrosion products deposited during operation.Its mainly surface contamination,for which chemical decontamination can achieve a good result.During the decommissioning of nuclear power plants,its necessary to carry out primary decontamination in advance to facilitate subsequent decommissioning operations.This paper introduces the technologies and practical cases used for primary decontamination of nuclear power plant abroad and compares two common technologies.At last but not least,this paper also puts forward recommended methods and suggestions for primary decontamination of nuclear power plant in China in the future.Keywords:nuclear power plant；primary decontamination；full system decontamination；CORD；DFD 我国最早运行的秦山一期核电站延寿后预计将在 2041 年正式开始退役工作。而后我国将陆续迎来核电机组退役高潮，核电站退役市场十分巨大。迄今为止，我国尚未开展过核电站的退役工作，但通过对核电站的特点分析可知，对于待退役的核电站反应堆，燃料组件移出以后放射性存留量主要分布在受活化的反应堆本体和一次屏蔽，以及受污染的一回路系统设备和管路中。反应堆压力容器，堆内构件等设备部件在核电厂运行期间由于被活化属于体污染，放射性污染水平较高，但目前常见的去污试剂和去污技术效果有限，还会产生大量二次废物，所以不建议对其进行去污。但一回路系统中的污染是因为在核电厂运行期间，相关设备和管道等吸附沉积了较多的腐蚀产物(CRUD)含有60Co、58Co、54Mn、51Cr 及110mAg 和124Sb 等核素，而造成的表面污染，采用化学去污可以得到较好的去污效果。因此，提前对一回路系统进行去污，有助于后续降低退役操作以及废物的处理处置难度。我国自上世纪 90 年代开始大规模开展退役工作，已经在军工核设施及部分民用核设施的退役工作中积累了部分经验，且实现了在线或离线去污方法的研究及实际应用，但是核电站较以往退役的核设施而言，其一回路无论设备还是管道尺寸都很大，且放射性水平较高，需要考虑有针对性的去污方法和手段。本文通过对国外针对核电站一回路系统的去污技术及方法进行调研，最终希望对我国将来的核电站退役提供一定的启发。1 去污技术的种类去污技术的种类 去污通常使用的方法有：1.1 机械方法 抽吸法：手套箱内的粉末回收、微粒或工作区域的解决方案。擦拭法：多项工程，湿法或干法擦拭。高压水法：对很多设备高压和超高压喷射，如水池、墙、设备本身(有可能进行污水回收)。剥离法：用凿、磨、刮等方法将污染部分从待去污物项整体上剥离下来，常用于建筑物表面去污。1.2 化学方法 浸渍法：利用系统循环使去污试剂与待去污表面充分接触，或将待去污物项拆除离线后置于去污试剂的容器中浸泡。凝胶法：将去污试剂制成的凝胶喷涂于待去污表面，反应一段时间后剥离。例如贮槽，铀仓库的墙壁(酸性、碱性、铈等)。泡沫法：将去污试剂制成泡沫以增大与待去污表面的接触面积从而减少了二次废液的体积。针对核电站一回路系统，由于其放射性水平较高，不适宜人员近距离操作，且其尺寸巨大，因此考虑化学去污方法更为适宜。2 国外核电站一回路去污方法及实例简介国外核电站一回路去污方法及实例简介 考虑到在核电站运行过程中，反应堆冷却剂在一回路管道、蒸汽发生器、稳压器及主泵等设备中循环流动，造成各设备及管道的污染类型及水平相近，因此针对其去污国外采用的全系统去污方式，通过在原有系统内让去污试剂循环流动，从而实现对相关设备及管道一并去污的目的，降低后续退役的难度。目前国外针对核电站一回路开发及应用效果较好的去污方法包括以下两种：2.1 CORD 法1 CORD 法即化学氧化还原去污法。CORD 法是利用化学试剂或者电解等化学方法实现溶解除去放射性废物。CORD基于溶解、氧化、还原、配合、钝化、缓蚀、表面润湿等化学作用，除去带有放射性核素的污垢物、油漆涂层、氧化膜层、保护基材料。目前研发的 CORD 新技术围绕着经济性好、去污效果好、二次废物量少、操作简单的方向进行改进。CORD 系列概念中众所周知的优点是对待去污表面材料的兼容性高，适用范围广。过氧化氢 CORD 方法使用过氧化氢作为氧化剂，去污试剂用于还原和去污，整个去污过程只需要一次充水。该方法具有去污系数高、去污酸原位分解成二氧化碳和水、废物中不含螯合物(废物中无化学去污剂)、产生最小量的废物的特点。德国西门子公司开发了一种广泛应用于压水堆不锈钢材质的氧化还原去污工艺(HP/CORD UV)。由于该技术只使用高锰酸钾和草酸两种常规化化学试剂进行去污，经济性好，反应剩余的草酸添加双氧水在紫外下分解为水和二氧化碳，整个去污仅需一次充排水，通过阳离子交换床循环再生，废液中不含络合剂，具有操作简便、去污效果好、材料兼容性高、二次废物少等优点。工程实例：奥布里格海姆核电厂为容量 357 MWe 的压水堆，双回路设计，运行时间为 1969 年至 2005 年。去污流径的总系统容量为 160 m3，系统表面积为约 8000 m2。全系统去污包括：带内收稿日期 2023-01-03 作者简介 郑莉(1985-)，女，天津人，硕士研究生，高级工程师，主要研究方向为核设施退役及放射性废物管理。广 东 化 工 2023 年 第 6 期 154 第 50 卷 总第 488 期 部构件的反应堆压力容器(RPV，无燃料)、稳压器、主回路(双回路)含压力容器、以及部分余热排出系统(RHR)、容积控制系统(CVCS)、紧急注入系统、化学净化系统的机械过滤器(CPS)。全系统去污的执行，主要是使用电站内部系统，除了上述待去污系统还需要部分辅助系统做支持，包括化学注入系统、组件冷却系统、冷却剂储存系统、电站排气系统、厂房排水系统、废树脂贮槽。同时还需附加外部配套去污系统的支持。去污过程中注入去污化学品，通过离子交换树脂进行旁路清理，以及紫外线分解去污化学品。去污过程中产生的废树脂从 AMDA 树脂过滤器转移到电站内部废树脂罐中。运行所有系统泵以建立去污过程中的循环，使用余热排出系统的热交换器排出过剩热能来调节溶剂温度。总共进行四个 HP/CORD UV 循环。溶解的活性阳离子沉积在 6.7 m3的离子交换树脂上。未发现 与 核素比例的明显变化。主回路和重型部件的高去污因子导致其去污后剂量率低，这远远超过去污目标和预期。蒸汽发生器去污后的平均剂量率为 1.6 Sv/h。蒸汽发生器的平均去污因子超过 1400。蒸汽发生器顶部内的剂量率大幅度降低，确保了接下来拆卸活动的集体剂量大幅度降低。去污后蒸汽发生器通道顶部的目视检查结果为金属般的洁净表面。环境剂量率的降低同样也是一个重要关注问题，尤其是余热排出(RHR)热交换器和化学容积控制系统(CVCS)间壁式热交换器区域，它们都在同一个房间。这些区域的环境剂量率的降低系数为 10。HP/CORD UV 去污工艺相继在德国压水堆斯塔德电站和奥布里格海姆电站的全系统去污中取得满意的去污效果，实现及/或超过所有的去污目标。尤其是在蒸汽发生器上实现的极低接触剂量率使得这些部件的拆卸和处理作业变得更加容易。HP/CORD UV 工艺与配套系统的结合不仅适用于拆卸前去污，还被证实适用于在运核电厂部件和系统的标准去污，无论是压水堆还是沸水堆。所取得的高去污因子和环境剂量率的降低清楚的表明了全系统去污对在运电站实现集体剂量高度节约的潜力。2.2 DFD 和 DFDX 法2 1966 年法国电力研究院开发了一种 DFD 去污法，这种方法主要是包括硼氟酸、高锰酸钾和草酸的循环方法。该方法氧化物溶解完成后，就可以继续清理全部基底金属。这种方法适用于许多子系统、系统、组件，美国和西班牙的运用都证明了其可靠。1998 年，在美国 Trojan 核电厂的清理 Holdup 罐(HUT)和再生热交换器使用了化学去污。去污的目的是减少辐射，以满足 ALARA 目标和清除足够多的活度，允许直接装运和处理。以 HUT 为例，使用 DFD 方法 6 个循环，使平均剂量减少因子为 4，减少了 180 mSv 的辐照。以再生热交换器为例，DFD方法的 13 个短循环在一两天时间内，就可以使剂量率降低到运输和处置可以接受的水平。该去污能够达到的去污因子(DF)为 66，剂量减少因子为 33。对再生热交换器进行处理过程中减少了 50 mSv 的辐照。Big Rock Point 是一个 67 MWe 的通用电气(General Electric)沸水反应堆，在 1997 年 8 月 29 日永久关闭了。主冷却系统(PCS)、反应堆水清理(RWCU)系统和关闭冷却系统(SCS)的去污在退役计划中使用了 DFD 方法。这是第一个用于退役的完整系统去污，以减少辐射水平及后续大量退役活动中的人员辐照。在 Big Rock Point，通过使用 DFD 方法，可实现总体剂量减少因子为 27，且指定接触辐射剂量水平降低到小于 0.1 mSv/小时。去污也产生了 15.2 立方米的二次废物。在退役活动期间的前期，通过减少了辐射和污染水平，提高了生产率。Big Rock Point 在 2006 年完成了退役活动。虽然法国电力研究院开发 DFD 方法经过持续优化，在达到非常高的去污因子方面它是非常有效的。不过，DFD 方法以离子交换树脂的形式产生很多二次废物。产生的二次废物也增加了退役的成本，但这可以在核设施的放射性废物贮存库和废物处置场有限的时候改进。在 2004 年，电力研究院认识到可以通过一些电化学手段来减少二次废物，并开始开发 DFDX 方法。采用 DFDX 方法，二次废物可以减少 10 倍或更高。DFDX 的化学过程及应用与DFD 相类似，区别在于金属的去除和通过使用一个电化学离子交换单元来溶解放