1、文章编号：0258-0926(2023)02-0198-05;DOI:10.13832/j.jnpe.2023.02.0198燃料组件修复过程中单根燃料棒损坏影响分析陈小强，尹淑华，魏学虎，吕炜枫，熊军中广核工程有限公司，广东深圳，512178摘要：以核电厂燃料组件修复过程中单根燃料棒损坏释放的放射性物质为分析对象，就放射性物质释放对组件修复的工作人员产生的累积有效剂量进行评估，对向环境释放的气态流出物的放射性总活度进行计算，并对气态流出物排放监测的影响开展分析。分析结果表明单根燃料棒损坏后，执行燃料组件修复的每位工作人员接受的累积有效剂量为 12.2 mSv，低于 GB 188712002
2、规定的工作人员职业照射年平均有效剂量限值20 mSv；向环境释放的气态流出物中惰性气体与碘的放射性总活度分别为 3.511011 Bq 和 2.17108 Bq，远小于 GB 62492011 规定的年排放控制值 6.01014 Bq 和 2.01010 Bq。燃料棒损坏后 40 min 烟囱排气惰性气体测量仪的读数小于 1.01011 Bq/h，核电厂无需进入应急待命状态。关键词：燃料组件修复；燃料棒损坏；累积有效剂量；气态流出物；应急待命中图分类号：TL75文献标志码：AImpact Analysis of Single Fuel Rod Damage during FuelAssembl
3、y RepairChen Xiaoqiang,Yin Shuhua,Wei Xuehu,Lyv Weifeng,Xiong JunChina Nuclear Power Engineering Co.,Ltd.,Shenzhen,Guangdong,512178,ChinaAbstract:The cumulative effective dose to fuel assembly repair workers,the total radioactiveactivity of gaseous effluent released to the environment and the impact
4、 on gaseous effluentdischarge monitoring are calculated and evaluated by taking the radioactive substances releasedfrom single fuel rod damage during the fuel assembly repair in nuclear power plant as the analysisobject.The analysis results show that in case of single fuel rod damage,the cumulative
5、effectivedose received by each worker involved in the fuel assembly repair is 12.2 mSv,which is lower than20 mSvthe annual average effective dose limit for workers occupational exposure stipulated inGB 18871-2002;the total radioactive activities of noble gases and iodine in the gaseous effluentrelea
6、sed to the environment are 3.51 1011 Bq and 2.17 108 Bq respectively,which are far lowerthan the annual emission control values(6.0 1014 Bq and 2.0 1010 Bq)specified in GB 6249-2011.The reading of noble gas exhaust measuring instrument is lower than 1.0 1011 Bq/h 40minutes after the fuel rod damage,
7、so the nuclear power plant does not need to be put on emergencystandby.Key words:Fuel assembly repair,Fuel rod damage,Cumulative effective dose,Gaseouseffluent,Emergency standby 0 引言压水堆核电厂燃料元件是束棒组件，燃料棒的制造缺陷和机械损伤、一回路冷却剂的腐蚀、异物磨蚀、格架与燃料棒间的磨蚀都可能导致燃 收稿日期：2022-04-19；修回日期：2022-12-27作者简介：陈小强（1984），男，高级工程师，现从
8、事核电厂辐射防护及辐射监测设计工作，E-mail: 第 44 卷第 2 期核 动 力 工 程Vol.44 No.22 0 2 3 年 4 月Nuclear Power EngineeringApr.2023料棒在核电厂功率运行期间破损1-3。目前，核电厂在功率运行期间通过一回路冷却剂 剂量率或 能谱在线测量、一回路冷却剂化学取样分析等手段定性判断堆芯内燃料棒破损4。停堆大修期间，所有燃料组件从堆芯卸出并采用啜吸技术逐一检测燃料组件完整性。确定破损燃料组件后，采用超声检测或涡轮检测技术定位并确定组件中的破损燃料棒5-6。燃料组件修复是将破损燃料棒从燃料组件中拔取放入指定的存储容器，在燃料组件的空
9、位装入不锈钢棒或锆合金棒来实现组件修复。国外有燃料组件修复工程实践，国内秦山核电厂有修复破损燃料组件并装入堆芯使用的经验7。破损燃料棒拔取、不锈钢棒或锆合金棒装入过程中的碰撞可能造成其他燃料棒损坏进而导致其积存的放射性物质向燃料操作大厅和乏燃料水池瞬时释放。目前，国内对燃料组件修复过程中单根燃料棒损坏的影响未进行系统研究和分析。本文从燃料棒损坏的辐射源项、人员受照剂量、气态流出物释放与排放监测等方面对国内某核电厂燃料组件修复过程中单根燃料棒损坏的影响开展分析和评估，本文分析方法及评估结果可用于指导核电厂单根燃料棒损坏的影响评价。1 单根燃料棒损坏的辐射源项 1.1 燃料棒源项积存量与释放份额核
10、电厂的燃料组件235U 初始富集度为 4.45%，最大燃耗深度为55 GWd/t(U)，运行时间为478 d，停堆后 50 d 开展组件修复，使用 ORIGEN 程序计算得到单根燃料棒的源项积存量见表 1。表 1 单根燃料棒源项积存量Tab.1 Source Term Inventory in Single Fuel Rod核素积存量/Bq核素积存量/Bq129I6.11106137Cs2.561013131I5.48101285Kr2.531012132I1.381010131Xem6.541011134Cs3.531013133Xe1.331012136Cs1.101012133Xem5.
11、42106 燃料组件修复过程中燃料棒的损坏会导致燃料芯块与包壳间隙内积存的放射性物质向燃料操作大厅和乏燃料水池瞬时释放并均匀弥散，此时燃料操作大厅气载源项和乏燃料水池辐射源项分别为：Ci(0)=iiV（1）Bi(0)=iiM（2）式中，Ci(0)为燃料棒损坏时燃料操作大厅内核素 i 的气载放射性浓度，Bq/m3；Bi(0)为乏燃料水池内核素 i 的放射性浓度，Bq/m3；i为单根燃料棒内核素 i 的积存量，Bq；i和 i分别为核素i 向燃料操作大厅和乏燃料水池释放活度占单根燃料棒积存量的份额8，%；V 为燃料操作大厅自由空间体积，V=6089 m3；M 为乏燃料水池内水的体积，M=1475 m
12、3。燃料棒损坏时各核素释放份额、燃料操作大厅气载源项和乏燃料水池辐射源项见表 2。表 2 各核素释放份额及辐射源项Tab.2 Release Fraction and Source Term of Each Nuclide核素释放份额/%辐射源项/（Bqm3）iiCi(0)Bi(0)129I0.2552.512.07102131I0.483.601062.97108132I0.2555.671034.68105134Cs01202.87109136Cs01208.95107137Cs01202.0810985Kr1004.161070131Xem505.371060133Xe501.09107
13、0133Xem504.451010 1.2 燃料操作大厅气载源项燃料棒损坏后燃料操作大厅通风系统由正常通风切换至事故后通风并持续 24 h。单根燃料棒损坏后，燃料操作大厅内不同时刻的气载放射性活度为：Ci(t)=Ci(0)e(i+vV)t（3）式中，Ci(t)燃料棒损坏后 t 时刻燃料操作大厅内气载放射性核素 i 放射性浓度，Bq/m3；i为核素 i 衰变常数9，h-1；v 为燃料操作大厅事故后换气通风量，v=2200 m3/h。计算得到不同时刻燃料操作大厅内气载源项见表 3。单根燃料棒损坏后 1 h 内燃料操作大厅空气中131I 的导出空气浓度远大于 1 DAC（对应131I 放陈小强等：燃
14、料组件修复过程中单根燃料棒损坏影响分析199 射性浓度 758 Bq/m3），燃料组件修复过程中工作人员应佩戴空气过滤呼吸装置；事故后通风持续运行 24 h 后，燃料操作大厅空气中131I 的导出空气浓度大于 0.5 DAC，经辐射防护人员评估或采取内照射防护措施后才允许进入燃料操作大厅开展相关工作10。1.3 乏燃料水池辐射源项燃料棒损坏后燃料芯块与包壳间隙内积存的放射性物质向乏燃料水池瞬时释放，被乏燃料水池净化单元持续过滤净化。不同时刻乏燃料水池内水的辐射源项为：Bi(t)=Bi(0)e(i+QM)t（4）式中，Bi(t)为燃料棒损坏后 t 时刻乏燃料水池内核素 i 的放射性浓度，Bq/m
15、3；Q 为乏燃料水池净化单元的处理流量，Q=90 m3/h。通过计算得到不同时刻乏燃料水池辐射源项见表 4。表 4 不同时刻乏燃料水池辐射源项Tab.4 Radiation Source Term of Spent Fuel Pool atDifferent Times核素乏燃料水池的放射性浓度/（Bqm3）10 min20 min24 h36 h129I2.051022.031024.791012.30101131I2.941082.911086.301072.90107132I4.411054.151057.701019.87101134Cs2.841092.811096.631083.1
16、9108136Cs8.861078.761071.961079.19106137Cs2.061092.041094.811082.31108 由表 4 可知，净化 36 h 后乏燃料水池中131I和137Cs 放射性浓度低于其控制值 1.5108 Bq/m3和 3.7108 Bq/m3，可停运乏燃料水池的净化单元。2 工作人员受照剂量分析燃料棒损坏后燃料操作事故辐射监测仪会及时触发报警，收到报警信号后，工作人员需将破损燃料棒拔出并存放在专用贮存容器后方可离开燃料操作大厅。在此过程中，工作人员受到放射性空气浸没外照射、放射性核素吸入内照射和乏燃料水池内放射性物质直接照射。2.1 气载放射性所致剂量燃料棒损坏后工作人员受到浸没外照射累积有效剂量和吸入放射性核素所致待积有效剂量：Dex=1Gni=1tt=0Ci(t)Eidt（5）Din=ni=1tt=0Ci(t)RFidt（6）将 式（3）代入 式（5）和式（6）得到：Dex=ni=1EiCi(0)G(i+vV)1e(i+vV)t（7）Din=ni=1RFiCi(0)(i+vV)1e(i+vV)t（8）式中，Dex和 Din为工作人员的浸没