压水堆核电站燃料破损时机组运行及检修中的辐射防护控制方法.pdf

压水堆核电站燃料破损时机组运行及检修中的辐射防护控 制方法
    技术领域 本发明属于核电技术领域， 涉及一种核燃料破损处理方法， 尤其涉及一种压水堆 核电站燃料破损时辐射防护控制方法， 其包括机组运行中的辐射防护控制方法及机组停堆 检修中的辐射防护控制方法。
     背景技术 压水堆核电站运行过程中， 当燃料组件发生破损， 包含在燃料棒中的裂变产物将 进入主回路， 其中的气态裂变产物将会通过主回路边界释放到反应堆厂房中， 造成空气污 染。并且换料大修时这些裂变产物随着主回路打开， 更容易释放， 大量气载放射性核素将 离开主回路进入检修人员的工作环境， 增加了场所辐射水平和人员的内照射的风险。法国 Dampierre 电站的燃料组件发生破损情况下， 曾经发生多名工作人员的碘内污染事件， 因此 燃料破损对大修期间辐射防护控制工作尤其是空气污染的防护控制提出了较大的挑战。
     发明内容 本发明要解决的技术问题在于， 针对现有技术中对压水堆核电站燃料破损后辐射 防护控制不力， 造成人员碘内污染的缺陷， 提供一种能进行有效控制并防护、 不造成工作人 员内污染的压水堆核电站燃料破损时机组运行中的辐射防 护控制方法。
     本发明进一步要解决的技术问题在于， 提供一种能进行有效控制并防护、 不造成 工作人员内污染的压水堆核电站燃料破损时机组停堆检修中的辐射防护控制方法。
     本发明解决其技术问题所采用的技术方案是 ：
     一、 一种压水堆核电站燃料破损时机组运行中的辐射防护控制方法， 包括 ：
     化学运行控制 ；
     控制主回路泄漏水排水， 防止放射性碘集中挥发 ；
     通过辐射监测系统来监测相关通道内放射性情况， 对生产现场各处的空气污染进 行测量和评价 ；
     针对放射性污染情况， 实施反应堆厂房通风系统的除碘 ；
     对工作现场进行集体防护和个人防护。
     压水堆核电站燃料破损时机组运行中的辐射防护控制方法中， 包括 ：
     所述化学运行控制为 ： 运行化学和容积控制系统的下泄双孔板， 降低主回路的裂 变产物 ；
     所述控制主回路泄漏水排水， 防止放射性碘集中挥发为 ： 控制主回路泄漏水从反 应堆厂房排到核辅助厂房的排水时间和排水总量， 防止放射性碘集中挥发引起碘放射性监 测通道出现报警 ；
     所述通过辐射监测系统来监测相关通道内放射性情况， 对生产现场各处的空气污 染进行测量和评价为 ： 增加辐射监测系统中用于测量反应堆厂房、 核辅助厂房、 烟囱排放的
     放射性测量通道的定期抄表频率， 并对测量数据进行分析评价， 掌握反应堆厂房空气污染 状况 ；
     所述针对放射性污染情况， 实施反应堆厂房通风系统的除碘为 ： 对反应堆 厂房通 风系统中的碘过滤器效率进行监测， 对不达标的碘过滤器进行更换， 确保通风系统对碘的 净化效果 ；
     所述对工作现场进行集体防护和个人防护为 ： 工作人员进入反应堆厂房前， 先判 7 断碘放射性监测通道监测的放射性情况， 当反应堆厂房惰性气体放射性＞ 1×10 Bq/m3 时 实施反应堆厂房吹扫， 反应堆厂房惰性气体的放射性＜ 5×106Bq/m3 停止吹扫 ； 将核辅助厂 房的主回路泄漏水收集地坑作为空气污染区域管理， 进出人员需佩戴碘面罩 ； 涉及到主回 路开口操作的工作人员需采取呼吸保护。
     压水堆核电站燃料破损时机组运行中的辐射防护控制方法中， 所述机组运行中的 辐射防护控制方法， 包括 ：
     投运化学和容积控制系统下泄双孔板， 通过增大化学和容积控制系统的下泄流量 以及化学和容积控制系统中过滤器和除盐床的截留作用来有效降低主回路碘裂变产物 ；
     将主回路中的泄漏收集水从反应堆厂房排到核辅助厂房过程中， 通过控制反应堆 厂房疏水泵的启停时间， 来控制整个排水时间。当反应堆厂房碘放射性监测通道达到控制 水平时， 将反应堆厂房疏水泵的控制从自动切换至手动， 以确保反应堆厂房疏水泵启动后 不会导致碘放射性监测通道出现报警 ； 监测核实反应堆厂房连续通风系统、 核辅助厂房通风系统、 燃料厂房通风系统的 碘过滤器效率， 在碘过滤器效率达不到设计要求的情况进行及时更换， 确保通风系统对碘 的净化效果 ；
     增加辐射监测系统中用于测量反应堆厂房、 核辅助厂房、 烟囱排放的碘放射性监 测通道的抄表频率， 从原来的每天一次抄表增加为每 8 小时一次抄表， 及时掌握反应堆厂 房空气污染状况 ；
     工作人员进入反应堆厂房前， 先判断碘放射性监测通道监测的放射性情况， 当反 7 3 应堆厂房惰性气体放射性＞ 1×10 Bq/m 时实施反应堆厂房吹扫， 反应堆厂房惰性气体的 6 3 放射性＜ 5×10 Bq/m 停止吹扫 ； 将核辅助厂房的主回路泄漏水收集地坑作为空气污染区 域管理， 进出人员需佩戴碘面罩 ； 涉及到主回路开口的操作工作人员需采取呼吸保护。
     二、 一种压水堆核电站燃料破损时机组停堆检修中的辐射防护控制方法， 包括 ：
     通过主回路扫气及化学运行来进行辐射控制 ；
     投运换气通风系统， 定期监测气体总放射性水平及 I131、 Xe133 的放射性变化趋势 ；
     监测放射性情况， 对生产现场各处的空气污染进行测量和评价 ；
     针对放射性污染情况， 实施反应堆厂房通风系统的除碘、 反应堆厂房扫气 ；
     对工作现场进行集体防护和个人防护 ；
     α 污染测量、 评估以及 α 污染控制。
     压水堆核电站燃料破损时机组停堆检修中的辐射防护控制方法中， 优选包括以下 步骤 ：
     (1)、 停堆前一周辐射控制 ： 对气态裂变产物进行控制， 降低主回路、 反应堆厂房放 射性气体浓度， 并对主回路泄漏水收集箱、 主回路泄漏水收集地坑进行排水 ；
     (2)、 热停堆时辐射控制 ： 对主回路相关容器进行吹扫， 投运硼回收系统的除气塔 和硼回收系统的除盐床进行连续除气， 并采用化学方法除碘 ； 监控主 回路 α 污染并控制 其中固体裂变产物的量 ； 对进入反应堆厂房的人员进行个人防护并监测反应堆厂房废水收 集地坑的碘浓度 ；
     (3)、 投运安全壳换气通风系统 ： 投运安全壳换气通风系统前验证核电厂辐射监测 系统中用于测量反应堆厂房内碘放射性监测通道的读数， 安全壳换气通风系统投运时， 由 小到大逐渐开启安全壳换气通风系统的阀门， 开启过程中监控烟囱排放前的碘放射性监测 通道的读数变化， 防止触发碘放射性监测通道报警 ；
     (4) 氧化净化并进行扫气 ： 主回路加入双氧水进行氧化， 氧化净化后进行吹扫 ；
     (5)、 打开稳压器人孔 ： 通过监测系统监测确认主回路放射性指标在限值以内， 升 高主回路水位并保持主回路负压下， 工作人员的个人防护 ： 穿戴呼吸保护器， 稳压器周围设 置放射性监测， 打开稳压器人孔 ；
     (6)、 打开压力容器顶盖 ： 首先确认安全壳空气净化系统投运， 工作人员进行个人 防护， 打开过程中及打开后监测放射性气体浓度 ；
     (7)、 卸料倒料 ： 对放射性气体和碘进行连续监测， 工作人员进行个人防护， 进行燃 料的卸料和倒料 ；
     (8)、 主回路降水位 ： 卸料完成， 将主回路水位降至低水位， 期间投运碘风机除碘， 并保持压力容器负压， 对放射性气体和碘进行监测， 高于安全标准时撤离工作人员 ；
     (9)、 检修过程 ： 检修中工作人员进行个人防护， 对主回路中的放射性气体和碘进 行监测， 并对擦拭样品进行 α 测量。
     压水堆核电站燃料破损时机组停堆检修中的辐射防护控制方法中， 所述步 骤 (1) 中， 停堆前一周需要采取的措施包括 ：
     比正常大修提前开始一周对稳压器汽相进行吹扫， 降低主回路放射性 I、 Xe 及其 131 133 同位素的浓度， 使得 I 、 Xe 的放射性浓度达到限值或期望值 ；
     停堆前通过反应堆厂房连续通风系统、 核辅助厂房通风系统、 燃料厂房通风系统 131 133 对反应堆厂房进行换气， 降低反应堆厂房内放射性气体 I 、 Xe 的浓度， 使反应堆厂房内 3 放射性小于 4E6Bq/m ， 避免在中间停堆时安全壳换气通风系统无法投运， 同时可以减少从 热停堆到安全壳换气通风系统投运前进入反应堆厂房的工作人员外照射剂量 ；
     停堆前运行安全壳空气净化系统对反应堆厂房进行连续 48 小时净化， 尽可能降 低放射性碘浓度 ；
     在进入热停堆两小时前将主回路泄漏水收集箱和主回路泄漏水收集地坑所收集 的主回路泄漏水排放到反应堆厂房疏排水系统容器内储存， 减少人员进入反应堆厂房、 尤 其是进入主回路泄漏水收集地坑附近的受到辐射风险。
     压水堆核电站燃料破损时机组停堆检修中的辐射防护控制方法中， 所述步骤 (2) 的热停堆时辐射控制中， 包括 ：
     在停堆过程中对主回路中相关容器， 其中包含硼回收系统的前置暂存箱、 反应堆 厂房排气和疏水系统的收集箱、 容积控制箱、 稳压器卸压箱进行吹扫 ；
     在机组达到热停堆以后， 投运硼回收系统的除气塔对主回路进行连续除气 ；
     检测主回路中是否存在 α 污染， 在发现主回路存在 α 污染的情况下， 更换化学和容积系统前过滤器、 反应堆水池过滤器为小孔径过滤器， 更有效净化固体裂变产物 ；
     安全壳换气通风系统投运前， 人员进入反应堆厂房除了戴气瓶， 还需佩戴碘面罩， 并在反应堆厂房废水收集地坑边上放置碘测量仪表， 设定报警阈值， 一旦仪表发生报警， 工 作人员撤离该区域。
     压水堆核电站燃料破损时机组停堆检修中的辐射防护控制方法中， 所述步骤 (3) 的投运安全壳换气通风系统时， 包括 ：
     投运前验证反应堆厂房气体监测通道、 反应堆厂房气体监测通道读数， 安全壳换 气通风系统投运时， 由小到大逐渐开启安全壳换气通风系统的阀门， 开启过程中监控反应 堆厂房气体监测通道和烟囱排放气体监测通道读数变化， 防止触发烟囱排放气体监测通道 报警。
     压水堆核电站燃料破损时机组停堆检修中的辐射防护控制方法中， 所述步骤 (4) 的氧化净化时， 包括 ：
     首先加入双氧水对主回路进行氧化， 当容控箱通过核辅助厂房通风系统与大气连 通后， 控制核辅助厂房通风系统排往烟囱的阀门开度， 使得排往环境的放射性气体浓度低 于预设的控制值 ； 氧化处理后期， 在首次停主泵主回路降压至 1.2bar 之后， 再升压至 25bar， 重新启 动主泵进行净化以快速释放破损燃料包壳中的裂变产物 ；
     氧化后在主回路温度达到 120 度时预先调整好供气回路的调节阀， 在手动排空主 回路泄露水收集箱后， 再对容控箱进行空气吹扫， 缓慢打开核辅助厂房通风系统的排气阀， 避免烟囱排放气体监测通道报警， 在调整排气流量的同时关注烟囱排放气体监测通道的读 数， 当烟囱排放气体监测通道读数达到 1×105Bq/m3 时， 应停止调大排气阀 ；
     在实施空气吹扫同时开通容控箱到硼回收系统的前置暂存箱的吹扫管线， 并且将 硼回收系统的前置暂存箱的气体排往烟囱排放气体监测通道的相关管线隔离以保证容控 箱的吹扫流量 ；
     氧化后， 在 Xe133 ＜ 1500MBq/m3， I131 ＜ 100MBq/m3 放射化学条件下， 第一次停运主 泵；
     主泵首次停运后机组降压到 1.2bar 并维持， 释放放射性气体至平衡状态， 然后 重新升压到 25bar， 启动主泵进行净化 ； 检测主回路中放射性气体浓度， 当放射性气体浓 度高于安全值再次降压、 升压启动主泵除气， 最后一次停运主泵的放射化学条件为 Xe133 ＜ 1000MBq/m3， I131 ＜ 500MBq/m3 ；
     在主回路吹扫期间， 对反应堆厂房气体监测通道、 反应堆厂房碘监测通道进行监 3 控， 在 KRT028MA ＞ 70Bq/m 时通知人员撤离。
     压水堆核电站燃料破损时机组停堆检修中的辐射防护控制方法中， 所述步骤 (5) 开启稳压器人孔中， 包括 ：
     确认主回路中的放射性指标 ： Xe133 的 放 射 性 ＜ 1500MBq/m3， I131 的 放 射 性 ＜ 100MBq/m3， 升高主回路水位， 减少稳压器气腔的体积， 投运一台碘风机保持稳压器房间 负压。在稳压器人孔打开后投运另外一台碘风机， 保持主回路负压 ；
     在打开稳压器人孔现场布置空气污染区域， 工作人员穿戴呼吸保护器 ； 设置辐射 防护的控制点， 在稳压器所在房间布置碘监测仪表和气体监测仪表， 并监测仪表读数 ；
     除了打开稳压器人孔的相关工作人员外， 其他人员暂时撤出反应堆厂房， 打开稳 压器人孔门过程中监视反应堆厂房气体监测及碘监测通道的数据， 并且 由辐射防护人员 评价现场辐射水平， 待正常后解除反应堆厂房的进入限制。
     压水堆核电站燃料破损时机组停堆检修中的辐射防护控制方法中， 所述步骤 (6) 开压力容器顶盖中， 包括 ：
     首先确认安全壳空气净化系统投运， 除了打开压力容器顶盖的工作人员以外， 其 他人员暂时撤出反应堆厂房 ； 打开压力容器顶盖期间监视反应堆厂房气体、 碘监测通道、 烟 囱排放气体检查通道读数变化情况， 并根据辐射测量结果给出工作人员进入反应堆厂房的 建议 ；
     打开压力容器顶盖期间， 反应堆厂房 20 米及以上区域的工作人员和环吊司机戴 碘面罩， 进入反应堆水池底部人员戴气面罩 ；
     应急处理 ： 发生空气污染时， 打开压力容器顶盖和环吊的工作人员， 等压力容器顶 盖离开法兰 0.5 米后才能撤离， 撤离时， 水池底部的工作人员由气面罩改碘面罩， 其它人员 戴碘面罩 ； 通过安全壳换气通风系统排气和安全壳空气净化系统对空气净化， 当空气中 I131 浓度＜ 70Bq/m3， 工作人员采取个人碘防护措施后再进入反应堆厂房进行开启压力容器顶 盖工作。 压水堆核电站燃料破损时机组停堆检修中的辐射防护控制方法中， 在开压力容器 顶盖后人员进入反应堆厂房碘的防护满足 ：
     当反应堆厂房碘放射性监测通道读数≥ 10Bq/m3 时， 进入反应堆厂房工作人员戴 碘面罩 ；
     当反应堆厂房碘放射性监测通道读数在 10-70Bq/m3 之间小于 2 小时， 不采取撤离 行动 ；
     当反应堆厂房碘放射性监测通道读数在 10-70Bq/m3 之间大于 2 小时， 或反应堆厂 3 房碘放射性监测通道读数≥ 70Bq/m 时， 没有戴碘面罩、 气衣和气面罩的人员撤离反应堆厂 房， 已戴碘面罩、 气衣和气面罩的人员继续工作 ；
     当反应堆厂房碘放射性监测通道读数≥ 350Bq/m3 时， 反应堆厂房所有人员撤离， 辐射防护人员评价后再进入 ；
     专项工作场所根据现场移动式碘监测仪的读数来控制。
     压水堆核电站燃料破损时机组停堆检修中的辐射防护控制方法中， 所述步骤 (7) 的卸料倒料中， 包括 ：
     在反应堆厂房 20 米和燃料厂房 20 米进行放射性气体和碘的连续监测并布置足够 数量的气瓶 ；
     在燃料厂房 20 米进行破损燃料的离线啜漏工作， 当碘监测仪的读数在 30Bq/m3 以 下时， 换料工作人员不戴碘口罩 ； 当碘监测仪的读数在 30Bq/m3-70Bq/m3 之间， 超过半小时 3 必须戴碘口罩 ； 当碘监测仪读数达到 70Bq/m 时， 换料工作人员必须戴碘口罩， 完成手头工 3 作后离开现场， 等待碘监测仪的读数降低到 30Bq/m 以下时再开始工作。
     压水堆核电站燃料破损时机组停堆检修中的辐射防护控制方法中， 所述步骤 (8) 主回路降水位中， 包括 ：
     投运稳压器碘风机， 防止大量放射性气体从压力容器开口处释放， 并且碘风机的
     风管伸入稳压器人孔内， 以尽可能保持压力容器口的负压 ；
     蒸发器和压力容器将连通前， 暂停降低主回路水位， 反应堆厂房内人员全部撤出 后继续降水位 ；
     在距离反应堆厂房 20 米处布置碘监测仪和放射性气体监测仪， 监视碘监测仪及 反应堆厂房气体、 碘监测通道、 烟囱排放气体监测通道读数， 再根据排水期间反应堆厂房空 气污染情况， 辐射防护评价并解除反应堆厂房人员进入限制。
     压水堆核电站燃料破损时机组停堆检修中的辐射防护控制方法中， 所述步骤 (9) 检修中， 包括 ：
     对主回路阀门检修人员进行防护 ： 口径大于 80mm 的阀门开口时， 工作人员穿戴气 面罩并且在工作现场设置动态封闭防护措施， 口径小于 80mm 的阀门开口时， 人员戴碘呼吸 面罩， 所涉及的阀门包括反应堆冷却剂系统、 化学和容积控制系统、 余热排出系统、 核取样 系统中的阀门 ；
     对主回路容器检修人员进行防护 ： 工作人员穿戴气面罩， 工作现场搭设 SAS 工作 间；
     对空气进行监测 ： 主回路降低水位期间， 反应堆厂房 5 米内环廊布置一台碘监测 仪， 进入 5 米内环廊的检修人员需佩戴碘呼吸面罩 ； 蒸发器检修 ： 打开蒸发器一侧人孔进入检修， 进入蒸发器 SAS 工作间人员检测都 必须穿戴气面罩或气衣， 采用 SAS 工作间和碘风机， 保证碘风机投运、 SAS 工作间负压 ； SAS 工作间指现场搭设的密封工作棚， 用一台风机对工作棚进行抽风以保持负压来进行空气污 染防护 ；
     α 污染测量与控制 ： 在主回路相关设备开口时， 辐射防护人员增加对擦拭样品的 α 测量 ； 抽查部分人员、 工具的 α 污染情况并进行控制。
     本发明主要针对空气污染和人员内污染的防护， 制定了主回路辐射源项 控制和 人员防护， 分为两部分 ： 机组运行中的辐射防护控制方法和机组停堆检修中的辐射防护控 制方法， 这两个防护控制方法主要包括涉及主回路扫气、 化学运行控制、 电厂辐射监测系统 相关通道监测和跟踪和现场移动式空气污染监测和评价、 反应堆厂房通风系统运行方案、 集体和个人现场防护措施制定和实施、 异常情况下人员撤离和应对方案、 可能出现的 α 污 染测量和评估等。本发明曾在岭澳核电站 2 号机组第 6 轮大修过程中试执行和实施， 由于 该次大修中发现一组燃料组件发生破损， 就按照本发明方法进行辐射防护控制。在整个大 修过程中没有发生工作人员内污染事件， 证明本发明能有效控制辐射并防护， 不造成工作 人员内污染。
     由于无论气态裂变产物还是固态裂变产物都会对外照射有一定贡献， 在燃料破损 不严重的情况下， 固体裂变产物的释放量虽很少， 但少量固体裂变产物是可能引起 α 污 染， 并增加了人员内照射， 在实际工作中如果发现主回路水中有大量固体裂变产物出现， 需 要考虑增加对外照射和辐射热点的控制和防护要求。
     附图说明
     下面将结合附图及实施例对本发明作进一步说明， 附图中 ：
     图 1 是本发明实施例的反应堆厂房气体放射性水平变化图 ；图 2 是本发明实施例的热停堆期间 KRT028MA 读数变化图 ； 图 3 是本发明实施例的 L206 大修氧化净化总 γ 变化图 ； 图 4 是本发明实施例的开稳压器人孔时 KRT 通道测量结果变化图 ； 图 5 是本发明实施例的开大盖期间空气污染监测结果变化图 ； 图 6 是本发明实施例的开大盖期间 KRT028MA 读数变化图。具体实施方式
     一、 一种压水堆核电站燃料破损时机组运行中的辐射防护控制方法， 包括 ：
     化学运行控制 ；
     控制主回路泄漏水排水， 防止放射性碘集中挥发 ；
     通过辐射监测系统来监测相关通道内放射性情况， 对生产现场各处的空气污染进 行测量和评价 ；
     针对放射性污染情况， 实施反应堆厂房通风系统的除碘 ；
     对工作现场进行集体防护和个人防护。
     压水堆核电站燃料破损时机组运行中的辐射防护控制方法中， 优选包括 ：
     所述化学运行控制为 ： 运行化学和容积控制系统的下泄双孔板， 降低主回路的裂 变产物 ；
     所述控制主回路泄漏水排水， 防止放射性碘集中挥发为 ： 控制主回路泄漏水从反 应堆厂房排到核辅助厂房的排水时间和排水总量， 防止放射性碘集中挥发引起碘放射性监 测通道出现报警 ；
     所述通过辐射监测系统来监测相关通道内放射性情况， 对生产现场各处的空气污 染进行测量和评价为 ： 增加辐射监测系统中用于测量反应堆厂房、 核辅助厂房、 烟囱排放的 放射性测量通道的定期抄表频率， 并对测量数据进行分析评价， 掌握反应堆厂房空气污染 状况 ；
     所述针对放射性污染情况， 实施反应堆厂房通风系统的除碘为 ： 对反应堆厂房通 风系统中的碘过滤器效率进行监测， 对不达标的碘过滤器进行更换， 确保通风系统对碘的 净化效果 ；
     所述对工作现场进行集体防护和个人防护为 ： 工作人员进入反应堆厂房 前， 先判 7 断碘放射性监测通道监测的放射性情况， 当反应堆厂房惰性气体放射性＞ 1×10 Bq/m3 时 实施反应堆厂房吹扫， 反应堆厂房惰性气体的放射性＜ 5×106Bq/m3 停止吹扫 ； 将核辅助厂 房的主回路泄漏水收集地坑作为空气污染区域管理， 进出人员需佩戴碘面罩 ； 涉及到主回 路开口操作的工作人员需采取呼吸保护。
     压水堆核电站燃料破损时机组运行中的辐射防护控制方法中， 所述机组运行中的 辐射防护控制方法， 优选包括 ：
     投运化学和容积控制系统下泄双孔板， 通过增大化学和容积控制系统的下泄流量 以及化学和容积控制系统中过滤器和除盐床的截留作用来有效降低主回路碘裂变产物 ；
     将主回路中的泄漏收集水从反应堆厂房排到核辅助厂房过程中， 通过控制反应堆 厂房疏水泵的启停时间， 来控制整个排水时间。当反应堆厂房碘放射性监测通道达到控制 水平时， 将反应堆厂房疏水泵的控制从自动切换至手动， 以确保反应堆厂房疏水泵启动后不会导致碘放射性监测通道出现报警 ；
     监测核实反应堆厂房连续通风系统、 核辅助厂房通风系统、 燃料厂房通风系统的 碘过滤器效率， 在碘过滤器效率达不到设计要求的情况进行及时更换， 确保通风系统对碘 的净化效果 ；
     增加辐射监测系统中用于测量反应堆厂房、 核辅助厂房、 烟囱排放的碘放射性监 测通道的抄表频率， 从原来的每天一次抄表增加为每 8 小时一次抄表， 及时掌握反应堆厂 房空气污染状况 ；
     工作人员进入反应堆厂房前， 先判断碘放射性监测通道监测的放射性情 况， 当反 7 3 应堆厂房惰性气体放射性＞ 1×10 Bq/m 时实施反应堆厂房吹扫， 反应堆厂房惰性气体的 6 3 放射性＜ 5×10 Bq/m 停止吹扫 ； 将核辅助厂房的主回路泄漏水收集地坑作为空气污染区 域管理， 进出人员需佩戴碘面罩 ； 涉及到主回路开口的操作工作人员需采取呼吸保护。
     二、 一种压水堆核电站燃料破损时机组停堆检修中的辐射防护控制方法， 包括 ：
     通过主回路扫气及化学运行来进行辐射控制 ；
     投运换气通风系统， 定期监测气体总放射性水平及 I131、 Xe133 的放射性变化趋势 ；
     监测放射性情况， 对生产现场各处的空气污染进行测量和评价 ；
     针对放射性污染情况， 实施反应堆厂房通风系统的除碘、 反应堆厂房扫气 ；
     对工作现场进行集体防护和个人防护 ；
     α 污染测量、 评估以及 α 污染控制。
     压水堆核电站燃料破损时机组停堆检修中的辐射防护控制方法中， 优选包括以下 步骤 ：
     (1)、 停堆前一周辐射控制 ： 对气态裂变产物进行控制， 降低主回路、 反应堆厂房放 射性气体浓度， 并对主回路泄漏水收集箱、 主回路泄漏水收集地坑进行排水 ；
     (2)、 热停堆时辐射控制 ： 对主回路相关容器进行吹扫， 投运硼回收系统的除气塔 和硼回收系统的除盐床进行连续除气， 并采用化学方法除碘 ； 监控主回路 α 污染并控制其 中固体裂变产物的量 ； 对进入反应堆厂房的人员进行个 人防护并监测反应堆厂房废水收 集地坑的碘浓度 ；
     (3)、 投运安全壳换气通风系统 ： 投运安全壳换气通风系统前验证核电厂辐射监测 系统中用于测量反应堆厂房内碘放射性监测通道的读数， 安全壳换气通风系统投运时， 由 小到大逐渐开启安全壳换气通风系统的阀门， 开启过程中监控烟囱排放前的碘放射性监测 通道的读数变化， 防止触发碘放射性监测通道报警 ；
     (4) 氧化净化并进行扫气 ： 主回路加入双氧水进行氧化， 氧化净化后进行吹扫 ；
     (5)、 打开稳压器人孔 ： 通过监测系统监测确认主回路放射性指标在限值以内， 升 高主回路水位并保持主回路负压下， 工作人员的个人防护 ： 穿戴呼吸保护器， 稳压器周围设 置放射性监测， 打开稳压器人孔 ；
     (6)、 打开压力容器顶盖 ： 首先确认安全壳空气净化系统投运， 工作人员进行个人 防护， 打开过程中及打开后监测放射性气体浓度 ；
     (7)、 卸料倒料 ： 对放射性气体和碘进行连续监测， 工作人员进行个人防护， 进行燃 料的卸料和倒料 ；
     (8)、 主回路降水位 ： 卸料完成， 将主回路水位降至低水位， 期间投运碘风机除碘，并保持压力容器负压， 对放射性气体和碘进行监测， 高于安全标准时撤离工作人员 ；
     (9)、 检修过程 ： 检修中工作人员进行个人防护， 对主回路中的放射性气体和碘进 行监测， 并对擦拭样品进行 α 测量。
     压水堆核电站燃料破损时机组停堆检修中的辐射防护控制方法中， 优选所述步骤 (1) 中， 停堆前一周需要采取的措施包括 ：
     比正常大修提前开始一周对稳压器汽相进行吹扫， 降低主回路放射性 I、 Xe 及其 131 133 同位素的浓度， 使得 I 、 Xe 的放射性浓度达到限值或期望值 ；
     停堆前通过反应堆厂房连续通风系统、 核辅助厂房通风系统、 燃料厂房通风系统 131 133 对反应堆厂房进行换气， 降低反应堆厂房内放射性气体 I 、 Xe 的浓度， 使反应堆厂房内 3 放射性小于 4E6Bq/m ， 避免在中间停堆时安全壳换气通风系统无法投运， 同时可以减少从 热停堆到安全壳换气通风系统投运前进入反应堆厂房的工作人员外照射剂量 ；
     停堆前运行安全壳空气净化系统对反应堆厂房进行连续 48 小时净化， 尽可能降 低放射性碘浓度 ；
     在进入热停堆两小时前将主回路泄漏水收集箱和主回路泄漏水收集地坑所收集 的主回路泄漏水排放到反应堆厂房疏排水系统容器内储存， 减少人员进入反应堆厂房、 尤 其是进入主回路泄漏水收集地坑附近的受到辐射风险。 压水堆核电站燃料破损时机组停堆检修中的辐射防护控制方法中， 所述步骤 (2) 的热停堆时辐射控制中， 优选包括 ：
     在停堆过程中对主回路中相关容器， 其中包含硼回收系统的前置暂存箱、 反应堆 厂房排气和疏水系统的收集箱、 容积控制箱、 稳压器卸压箱进行吹扫 ；
     在机组达到热停堆以后， 投运硼回收系统的除气塔对主回路进行连续除气 ；
     检测主回路中是否存在 α 污染， 在发现主回路存在 α 污染的情况下， 更换化学和 容积系统前过滤器、 反应堆水池过滤器为小孔径过滤器， 更有效净化固体裂变产物 ；
     安全壳换气通风系统投运前， 人员进入反应堆厂房除了戴气瓶， 还需佩戴 碘面 罩， 并在反应堆厂房废水收集地坑边上放置碘测量仪表， 设定报警阈值， 一旦仪表发生报 警， 工作人员撤离该区域。
     压水堆核电站燃料破损时机组停堆检修中的辐射防护控制方法中， 所述步骤 (3) 的投运安全壳换气通风系统时， 优选包括 ：
     投运前验证反应堆厂房气体监测通道、 反应堆厂房气体监测通道读数， 安全壳换 气通风系统投运时， 由小到大逐渐开启安全壳换气通风系统的阀门， 开启过程中监控反应 堆厂房气体监测通道和烟囱排放气体监测通道读数变化， 防止触发烟囱排放气体监测通道 报警。
     压水堆核电站燃料破损时机组停堆检修中的辐射防护控制方法中， 所述步骤 (4) 的氧化净化时， 包括 ：
     首先加入双氧水对主回路进行氧化， 当容控箱通过核辅助厂房通风系统与大气连 通后， 控制核辅助厂房通风系统排往烟囱的阀门开度， 使得排往环境的放射性气体浓度低 于预设的控制值 ；
     氧化处理后期， 在首次停主泵主回路降压至 1.2bar 之后， 再升压至 25bar， 重新启 动主泵进行净化以快速释放破损燃料包壳中的裂变产物 ；
     氧化后在主回路温度达到 120 度时预先调整好供气回路的调节阀， 在手动排空主 回路泄露水收集箱后， 再对容控箱进行空气吹扫， 缓慢打开核辅助厂房通风系统的排气阀， 避免烟囱排放气体监测通道报警， 在调整排气流量的同时关注烟囱排放气体监测通道的读 数， 当烟囱排放气体监测通道读数达到 1×105Bq/m3 时， 应停止调大排气阀 ；
     在实施空气吹扫同时开通容控箱到硼回收系统的前置暂存箱的吹扫管线， 并且将 硼回收系统的前置暂存箱的气体排往烟囱排放气体监测通道的相关管 线隔离以保证容控 箱的吹扫流量 ；
     氧化后， 在 Xe133 ＜ 1500MBq/m3， I131 ＜ 100MBq/m3 放射化学条件下， 第一次停运主 泵；
     主泵首次停运后机组降压到 1.2bar 并维持， 释放放射性气体至平衡状态， 然后 重新升压到 25bar， 启动主泵进行净化 ； 检测主回路中放射性气体浓度， 当放射性气体浓 度高于安全值再次降压、 升压启动主泵除气， 最后一次停运主泵的放射化学条件为 Xe133 ＜ 1000MBq/m3， I131 ＜ 500MBq/m3 ；
     在主回路吹扫期间， 对反应堆厂房气体监测通道、 反应堆厂房碘监测通道进行监 3 控， 在 KRT028MA ＞ 70Bq/m 时通知人员撤离。 压水堆核电站燃料破损时机组停堆检修中的辐射防护控制方法中， 所述步骤 (5) 开启稳压器人孔中， 优选包括 ：
     确认主回路中的放射性指标 ： Xe133 的 放 射 性 ＜ 1500MBq/m3， I131 的 放 射 性 ＜ 100MBq/m3， 升高主回路水位， 减少稳压器气腔的体积， 投运一台碘风机保持稳压器房间 负压。在稳压器人孔打开后投运另外一台碘风机， 保持主回路负压 ；
     在打开稳压器人孔现场布置空气污染区域， 工作人员穿戴呼吸保护器 ； 设置辐射 防护的控制点， 在稳压器所在房间布置碘监测仪表和气体监测仪表， 并监测仪表读数 ；
     除了打开稳压器人孔的相关工作人员外， 其他人员暂时撤出反应堆厂房， 打开稳 压器人孔门过程中监视反应堆厂房气体监测及碘监测通道的数据， 并且由辐射防护人员评 价现场辐射水平， 待正常后解除反应堆厂房的进入限制。
     压水堆核电站燃料破损时机组停堆检修中的辐射防护控制方法中， 所述步骤 (6) 开压力容器顶盖中， 优选包括 ：
     首先确认安全壳空气净化系统投运， 除了打开压力容器顶盖的工作人员以外， 其 他人员暂时撤出反应堆厂房 ； 打开压力容器顶盖期间监视反应堆厂房气体、 碘监测通道、 烟 囱排放气体检查通道读数变化情况， 并根据辐射测量结果给出工作人员进入反应堆厂房的 建议 ；
     打开压力容器顶盖期间， 反应堆厂房 20 米及以上区域的工作人员和环吊司机戴 碘面罩， 进入反应堆水池底部人员戴气面罩 ；
     应急处理 ： 发生空气污染时， 打开压力容器顶盖和环吊的工作人员， 等压力容器顶 盖离开法兰 0.5 米后才能撤离， 撤离时， 水池底部的工作人员由气面罩改碘面罩， 其它人员 戴碘面罩 ； 通过安全壳换气通风系统排气和安全壳空气净化系统对空气净化， 当空气中 I131 浓度＜ 70Bq/m3， 工作人员采取个人碘防护措施后再进入反应堆厂房进行开启压力容器顶 盖工作。
     压水堆核电站燃料破损时机组停堆检修中的辐射防护控制方法中， 在开压力容器
     顶盖后人员进入反应堆厂房碘的防护满足 ：
     当反应堆厂房碘放射性监测通道读数≥ 10Bq/m3 时， 进入反应堆厂房工作人员戴 碘面罩 ；
     当反应堆厂房碘放射性监测通道读数在 10-70Bq/m3 之间小于 2 小时， 不采取撤离 行动 ；
     当反应堆厂房碘放射性监测通道读数在 10-70Bq/m3 之间大于 2 小时， 或反应堆厂 3 房碘放射性监测通道读数≥ 70Bq/m 时， 没有戴碘面罩、 气衣和气面罩的人员撤离反应堆厂 房， 已戴碘面罩、 气衣和气面罩的人员继续工作 ；
     当反应堆厂房碘放射性监测通道读数≥ 350Bq/m3 时， 反应堆厂房所有人员撤离， 辐射防护人员评价后再进入 ；
     专项工作场所根据现场移动式碘监测仪的读数来控制。
     压水堆核电站燃料破损时机组停堆检修中的辐射防护控制方法中， 所述步骤 (7) 的卸料倒料中， 优选包括 ：
     在反应堆厂房 20 米和燃料厂房 20 米进行放射性气体和碘的连续监测并布置足够 数量的气瓶 ；
     在燃料厂房 20 米进行破损燃料的离线啜漏工作， 当碘监测仪的读数在 30Bq/m3 以 下时， 换料工作人员不戴碘口罩 ； 当碘监测仪的读数在 30Bq/m3-70Bq/m3 之间， 超过半小时 3 必须戴碘口罩 ； 当碘监测仪读数达到 70Bq/m 时， 换料工作人员必须戴碘口罩， 完成手头工 3 作后离开现场， 等待碘监测仪的读数降低到 30Bq/m 以下时再开始工作。
     压水堆核电站燃料破损时机组停堆检修中的辐射防护控制方法中， 所述步骤 (8) 主回路降水位中， 优选包括 ：
     投运稳压器碘风机， 防止大量放射性气体从压力容器开口处释放， 并且碘风机的 风管伸入稳压器人孔内， 以尽可能保持压力容器口的负压 ；
     蒸发器和压力容器将连通前， 暂停降低主回路水位， 反应堆厂房内人员全部撤出 后继续降水位 ；
     在距离反应堆厂房 20 米处布置碘监测仪和放射性气体监测仪， 监视碘监测仪及 反应堆厂房气体、 碘监测通道、 烟囱排放气体监测通道读数， 再根据排水期间反应堆厂房空 气污染情况， 辐射防护评价并解除反应堆厂房人员进入限制。
     压水堆核电站燃料破损时机组停堆检修中的辐射防护控制方法中， 所述步骤 (9) 检修中， 优选包括 ：
     对主回路阀门检修人员进行防护 ： 口径大于 80mm 的阀门开口时， 工作人员穿戴气 面罩并且在工作现场设置动态封闭防护措施， 口径小于 80mm 的阀门开口时， 人员戴碘呼吸 面罩， 所涉及的阀门包括反应堆冷却剂系统、 化学和容积控制系统、 余热排出系统、 核取样 系统中的阀门 ；
     对主回路容器检修人员进行防护 ： 工作人员穿戴气面罩， 工作现场搭设 SAS 工作 间；
     对空气进行监测 ： 主回路降低水位期间， 反应堆厂房 5 米内环廊布置一台碘监测 仪， 进入 5 米内环廊的检修人员需佩戴碘呼吸面罩 ；
     蒸发器检修 ： 打开蒸发器一侧人孔进入检修， 进入蒸发器 SAS 工作间人员检测都必须穿戴气面罩或气衣， 采用 SAS 工作间和碘风机， 保证碘风机投运、 SAS 工作间负压 ； SAS 工作间指现场搭设的密封工作棚， 用一台风机对工作棚进行抽风以保持负压来进行空气污 染防护 ；
     α 污染测量与控制 ： 在主回路相关设备开口时， 辐射防护人员增加对擦拭样品的 α 测量 ； 抽查部分人员、 工具的 α 污染情况并进行控制。
     三、 大修时燃料破损的防护控制的实施、 辐射监测结果及分析 ：
     ( 一 )、 大修时防护控制的实施
     1、 大修前 RX 厂房换气
     岭澳核电站 2 号机组第 6 轮大修 (L206 大修 ) 前反应堆厂房内的放射性 气体浓度 达到了 6E6Bq/m3， 如果在大修前不进行换气， 可能导致在停堆过程中 EBA( 安全壳换气通风 系统 ) 无法投运 (EBA 投运条件是 KRT041MA 监测读数小于二级报警水平， KRT041MA 二级报 3 警阈值为 4E6Bq/m ， KRT 是指监测通道， 其后的数字和字母代表核电站不同位置、 不同系统 的监测通道 )， 同时从热停堆到 EBA 投运前人员由于惰性气体增加的外照射可能达到 18.7 人 mSv。因此， 大修前换气 48 小时。
     RX( 反应堆厂房 ) 内放射性气体浓度监测结果 (L2KRT009MA 读数 ) 见图 1。换气 结束后 RX( 反应堆厂房 ) 放射性气体浓度降低到 1.2E6Bq/m3， 效果明显。
     2、 热停堆前 EVF 净化
     为了减少热停堆后人员进入反应堆厂房受到碘照射的内污染风险， 首先通过 EVF( 安全壳空气净化系统 ) 对反应堆厂房进行了 48 小时的除碘净化。L2KRT028MA( 碘放 射性监测通道 ) 的读数在热停堆期间保持在 1Bq/m3 以下， 见图 2。之后在热停堆到主回路 低低水位全过程中 EVF( 安全壳空气净化系统 ) 投运。
     3、 提高净化系统效果
     为提高大修期间对放射性碘的净化效果， 大修前更换 L9TEP006DE 除盐床的树脂。
     为了提高净化效果， 并减少可能存在的 α 污染， 将 L2RCV001FI( 化学容积控制 系统的前置过滤器 ) 的滤芯由原来的 4.5um 更换为 2um， 其后主回路氧化净化前再次将 L2RCV001FI 的滤芯更换为 2um。
     大修前经过两次净化， 使 L2PTR002BA( 反应堆水池储水罐 ) 水中的总 γ 放射性活 3 度＜ 10MBq/m .
     4、 KRT 监测和抄表
     停堆前一周至卸料结束， 辐射防护增加了 L2KRT008、 009、 028、 017、 016、 036MA( 即 测量反应堆厂房、 核辅助厂房、 烟囱排放的放射性测量通道 ) 的定期抄表频率， 从原来每天 一次增加为倒班值每班一次。
     5、 大修前稳压器吹扫
     停堆前 5 天对稳压器汽相吹扫进行扫气， 在停机解列前 2 天放射性气体就已经达 到了平衡状态。
     6、 热停堆和中间停堆
     进 入 热 停 堆 两 小 时 前 运 行 完 成 对 L2RPE003BA( 主 回 路 泄 露 水 收 集 箱 ) 和 L2RPE011PS( 反应堆厂房废水收集地坑 ) 的排水， 以减少后续人员进入反应堆厂房， 尤其是 该地坑附近的内污染风险。EBA( 安全壳换气通风系统 ) 投运前人员进入反应堆厂房除了戴气瓶， 还佩戴碘面 罩。EBA 投运后辐射防护人员根据辐射测量结果决定工作人员进入反应堆厂房不需要佩戴 碘面罩， 在 RPE011PS( 反应堆厂房废水收集地坑 ) 周围布置隔离和提示， 在该地坑周围工作 需要戴碘面罩。
     在氧化净化前， 在主回路初次硼化和二次硼化后的加 LiOH 工作以及在氧化前使 用 RCV( 化学容积控制系统 ) 除盐床净化对放射性碘核素的去除起到了较好的作用。由于 担心增加外照射辐射水平， 在机组离开中间停堆后投运了 L9TEP006DE 除盐床， 从结果来看 有部分碘在主回路设备内表面沉积。
     机组接近中间停堆时开始投运 L9TEP001DZ( 硼回收系统的除气器 )， 在稳压器灭 汽腔、 降温前对放射性碘进行了有效的去除。
     稳压器灭汽腔前对 I 和 Xe 净化效果较好， 而且主回路扫气排到了 TEG 罐 ( 废气处 理系统 )， 不存在 KRT 报警的问题， 稳压器灭汽腔采用期望值 ( 小于 2000MBq/m3) 或者更小， 可以节省后面机组停堆过程中关键路径的时间。
     7、 氧化净化过程
     主回路加入双氧水 (18L)， 监测 Co58 ＝ 3203MBq/M3， 总 γ ＝ 23803MBq/M3。
     Xe133 ＝ 3374MBq/M3( 主泵停运条件 ： ＜ 1500MBq/M3)
     I131 为＝ 371MBq/M3( 主泵停运条件 ： ＜ 100MBq/M3)
     Ag110 ＝ 798MBq/M3
     为了避免造成 KRT017MA( 烟囱放射性气体监测通道 ) 出现二级报警， 氧化后执行 了便保守的 RCV002BA( 容控箱 ) 气体吹扫流量， 限制 KRT017MA 读数小于 KT017MA 一级报 警。
     由于停主泵后主回路压力降低， 会有更多的裂变气体释放进入 RCV02BA( 容控 箱 )， 会导致 RCV02BA 无法进行吹扫 ( 引起 KRT017MA 报警 )， 因此延长了第一次停主泵前的 净化时间 ( 实际停主泵延长了约 8 小时 )。 再次监测时， 总γ： 16130MBq/m3 ； Co58 ： 1056MBq/ 3 m。
     第一次停主泵后， 主回路压力从 25bar 降低到 1.2bar， 以便裂变气体的充分释 133 3 131 3 放。 其 中， 主 回 路 水 中 Xe (1833MBq/m )， I (143MBq/m ) 上 升 到 Xe133(6126MBq/m3)， I131(470MBq/m3)。
     此后依次启动 RCP001/002/003PO( 主回路系统的三台主泵 )， 主泵启动后主回路 60 58 60 58 3 中放射性 ； Co 、 ； Co 有大幅度上升 Co ： 270MBq/m ；； Co ： 66MBq/m 上升到 Co60 ： 690MBq/ 58 3 m3 ； Co ： 215MBq/m )。说明主泵再启动有利于主回路的杂质悬浮。
     主回路氧化净化第一次停主泵后， RCP( 主回路系统 )、 RRA( 余热排出系统 ) 的辐 射水平指数较低。 第二次停主泵后， RCV( 化学容积控制系统 ) 的辐射水平指数有大幅下降， 见图 3。说明延长停主泵时间对主回路氧化净化有积极的意义。
     8、 开稳压器人孔
     主 回 路 放 射 性 指 标 I131 ： 92MBq/m3， Xe133 ： 226MBq/m3 达 到 目 标 限 值 后 (Xe133 ＜ 1500MBq/m3， I131 ＜ 100MBq/m3)， 按原定方案进行控制。 包括运行 EVF( 安全壳空气净化系 统 )、 稳压器房间搭设 SAS 工作间 ( 指现场搭设的密封工作棚， 用一台风机对工作棚进行抽 风以保持负压来进行空气污染防护 ) ； 两台碘风机运行 ( 一台对稳压器人孔进行抽风过滤，另一台保持 SAS 工作间负压 )、 除打开稳压器人孔相关人员外， 其它工作人员撤离反应堆厂 房； 监视 KRT009/028/041MA( 反应堆厂房气体、 碘放射性监测通道 )、 KRT017MA( 烟囱排放气 体监测通道 ) 读数变化 ； 现场布置碘监测仪表 ； 运行人员升高主回路水位 (+2m)， 减少稳压 器气腔的体积 ； 开稳压器人孔时进入 SAS 工作间人员戴气面罩， 其它工作人员戴碘面罩。
     打开稳压器人孔期间监测结果 ： SAS 工作间内碘监测结果为本底 ( 开稳压器人孔 后， 碘风机直接对人孔抽气 )， 碘风机出口碘监测结果为本底， L2KRT028MA( 反应堆厂房碘 放射性监测通道 ) 读数为本底。说明打开稳压 器期间没有发生碘放射性扩散。
     反应堆厂房内的气体监测结果见图 4， KRT041MA( 反应堆厂房气体监测通道 ) 在 打开稳压器人孔后， 立即上升 3 个数量级， 这是因为碘风机出口离 EVR( 安全壳连续通风系 统 ) 进风口很近， 刚打开稳压器人孔时大量放射性气体直接进入 EVR/EBA 通风系统， 导致 KRT041MA( 反应堆厂房气体监测通道 ) 读数上升。随后 KRT009MA( 反应堆厂房气体监测通 道 ) 读数上升约 6 倍， 是因为放射性气体在反应堆厂房内逐步扩散导致整个反应堆厂房放 射性气体浓度上升。 KRT017MA( 烟囱放射性厂房气体监测通道 ) 由于大量稀释， 上升幅度较 小。
     9、 开压力容器顶盖
     主 回 路 放 射 性 指 标 I131 ： 48MBq/m3， Xe133 ： 174MBq/m3 达 到 目 标 限 值 后 (Xe133 ＜ 1000MBq/m3， I131 ＜ 50MBq/m3)， 按原定方案进行控制。包括运行 EVF( 安全壳空气净化 系统 ) ； 两台碘风机布置在反应堆水池边进气管垂到水池下部并运行 ； 除开反应堆顶盖相 关人员外， 其它人员撤离反应堆厂房 ； 监视 KRT009/028/041MA( 反应堆厂房气体、 碘监测通 道 )、 KRT017MA( 烟囱排放气体监测通道 ) 读数变化 ； 现场布置碘监测仪表和放射性气体监 测仪 ( 进气口在水池边 )、 开大盖时进入水池底部人员戴气面罩， 其它人员戴碘面罩。
     开始开大盖后现场移动式仪表监测结果如下 ： 现场移动式仪表对放射性碘和放射 性气体监测结果见图 5， 大盖起吊 0.5m 后放射性气体迅速上升约 10 倍， 之后很快降低， 说明 放射性气体释放较快。开始碘放射性没有明显变化， 15 分钟后， 碘放射性开始上升， 并在 12 3 分钟内上升到 90Bq/m ， 碘监测仪表发 出报警， 工作人员暂时撤离反应堆厂房。 随后碘浓度 3 一直在高位徘徊， 由于空气的扩散作用， 碘放射性浓度降低到 70Bq/m 以下后， 工作人员佩 戴碘面罩继续起吊大盖 ( 反应堆水池同时充水 )， 在吊大盖期间碘放射性又有一次小幅度 3 上升 ( 大于 70Bq/m )， 之后逐渐下降到本底水平。
     监测结果显示， 在开大盖的过程中， 放射性气体释放较快， 放射性碘的释放有 20-30 分钟的延迟。这与核素的物理特性有关。
     KRT 系统气体监测通道测量结果如下 ： L2KRT009MA 和 L2KRT041MA 分别监测反应堆 厂房和 EBA 通风管内的放射性气体浓度。这两个通道的监测结果显示在大盖开始起吊后放 射性气体浓度快速上升， 之后由于 EBA 通风系统的换气， 使得放射性气体浓度下降。在大盖 离开反应堆厂房 20 米各出现一个峰值， 说明大盖刚打开时放射性气体集中释放一次， 在大 盖离开 20 米后， 大盖内包含的放射性气体再次释放， 分析应该是大盖在水池内其下部包容 的放射性气体受通风系统的扰动较小， 当大盖离开水池后扰动加大， 放射性气体再次释放 到反应堆厂房内。
     另外 KRT017MA( 烟囱排放气体监测通道 ) 读数在大盖起吊前后的差别不大， 这是 因为 DVN( 核辅助厂房通风系统 ) 的排放流量是 EBA( 反应堆厂房通风系统 ) 排放流量的 13倍左右， 放射性气体被大幅度稀释。
     KRT 系统碘监测通道测量结果如下 ： L2KRT028MA 用于监测反应堆厂房放射性碘的 浓度 ( 取样点在反应堆厂房 -3.4 米 )。开大盖期间的监测结果见图 6。在大盖起吊后 1 小 时 15 分开始上升， 大盖离开反应堆厂房 20 米后 1 小时开始下降， 并在之后的 5 个小时内维 3 持在 5.6Bq/m 的水平。可以看出， L2KRT028MA 的读数上升和下降比现场的碘监测仪的数据 延迟较多， 这主要与碘在反应堆厂 房内扩散速度较慢有关系。
     10、 换料期间
     2008.12.16， 反应堆大盖与控制棒脱扣期间工作人员发现， 布置在反应堆厂房 20 米的碘监测仪报警。 辐射防护人员现场检查发现碘监测仪读数为 85Bq/cm3， 为真实报警。 于 3 是决定反应堆厂房人员暂时撤离。大约 40 分钟后碘监测低仪读数降为 50Bq/cm ， 同意工作 人员戴碘面罩重新进入反应堆厂房工作。
     11、 主回路排水
     主回路排水期间， 现场防护措施按原定方案进行控制， 包括 EVF( 安全壳空气净化 系统 ) 运行、 非关键路径工作人员撤离反应堆厂房、 监视 KRT 相关通道读数变化情况， 现场 布置碘监测仪和放射性气体监测仪 ( 进气口在水池边 )。
     主回路排水过程中碘监测仪的结果在整个排水期间碘浓度小于 5Bq/m3。
     主回路排水到压力容器与蒸发器气连接位置。反应堆厂房内监测气体放射性的 KRT009MA 和 KRT041MA 的读数均有上升， 说明有惰性气体释放。 但 KRT028MA( 碘放射性测量 通道 ) 维持在本底水平。原因是稳压器人孔处的碘风机将排水过程中释放的放射性碘过滤 掉了。
     12、 低低水位
     在三台蒸发器一次侧人孔房间搭 SAS 工作间 ( 现场搭设密封工作棚， 用一台风机 对工作棚进行抽风以保持负压的一种空气污染防护方法 )， 每个 SAS 连一台碘风机， 在整个 主回路低低水位期间进行抽气并过滤碘。低低水位初期， 更换了两台碘风机的碘过滤器， 以确保过滤效果。
     对 三 台 碘 风 机 的 出 口 和 反 应 堆 厂 房 5 米 内 环 进 行 碘 监 测， 监视并记录 L2KRT028MA( 反应堆厂房碘测量通道 ) 的读数。低低水位期间碘监测仪的读数除低低水位 初期的两个小时读数较高外 ( 最高 35Bq/m3)， 其中前三天均在 10Bq/m3 以下， 接着三天均在 3 3 5Bq/m 以下。总体碘放射性浓度较低。L2KRT028MA 的读数均小于 4Bq/m 。
     13、 燃料厂房
     燃料厂房的内污染风险主要在卸料及燃料检查过程中。
     开始卸料操作后， 燃料厂房 20 米燃料操作人员采取的内污染防护措施同反应堆 厂房 20 米燃料操作人员相同。在燃料厂房 20 米布置了碘监测仪， 同时监控 KRT013MA、 014MA( 燃料厂房 20 米放射性气体监测通道 ) 的读数情况。 卸料和燃料操作期间碘监测仪的 监测结果显示有两次极短时间的数据波动， 但空气放射性浓度均在 1/20DAC 以下， 其他时 间监测结果都在正常水平。 位于燃料厂房 KRT 的监测结果显示外照射剂量率均低于 20uSv/ h， 与以往大修相比未见异常。
     卸料后破损燃料组件经过移动后已经处于静止的储存状态， 将更加稳定， 燃料厂 房空气污染风险进一步降低， 不需要采取特殊防护措施。 但如果今后操作破损燃料组件， 将进行专项监测和防护。
     ( 二 )、 外照射连续监测和 γ 谱测量结果和分析
     1、 外照射连续监测
     主回路相关系统 RCP( 主回路系统 )、 RRA( 余热排出系统 )RCV( 化学容积控制系 统 ) 的辐射水平指数连续监测结果有以下几个特征 ：
     在热停堆阶段， RCV 系统的辐射水平上升出现峰值。 监测 RCV 系统水中化学测量数 131 3 据， 第一次测量时 I 为放射性浓度 154MBq/m ， 然后快速上升， 两个半小时候为 32620MBq/ 3 3 m， 五个半小时后达到最大值 32620MBq/m 。在此期间， 惰性气体无明显变化， 活化产物量较 少。连续监测结果的峰值是由于碘从燃料中释放到主回路中， 主回路冷却剂通过下泄回路 到 RCV 系统中。
     主回路氧化前， RRA 和 RCV 系统辐射水平均有上升， 因为投运 9TEP006DE 除 Li， 导 致碘沉积在管线上 ( 酸性环境下碘更容易沉积 )。
     第一次停主泵后， RCP、 RRA 和 RCV 的辐射水平下降变缓， 这是因为在这段时间， 由 于主回路压力下降 ( 从 25bar 下降到 1.2bar)， 加快气态裂变产物从燃料中释放， 导致系统 辐射水平升高。 第二次启动主泵， RRA 系统辐射水平出现峰值， RCP 热管段无明显变化。
     2、 γ 谱分析和结果
     在 L206 大修期间进行了系统和擦拭样品的 γ 谱分析。2008.12.14 主回路氧 化净化后， RCP 系统没有测量到 I131 核素， RCV 系统普遍能测量到 I131， 其中 ND460 房间 131 的 RCV013VP 的 I 含量最高。在低低水位期间， 又对 RCV 系统进行了 γ 谱分析。RCV 仍 131 131 然有 I ， 但竖管段的 I 含量有明显下降， 横管段 I131 仍然维持原来含量， ND460 房间的 RCV013VP 碘份额仍然是最高。
     总体评价， RCP( 主回路冷却剂系统 ) 系统没有测到 I131( 主要 γ 能量 364KeV)， 原 131 因是 RCP 系统碘含量较少， 另外 RCP 管壁较厚， 对 I 屏蔽较 多。低低水位期间， 陆续对主 131 回路相关的设备擦试样进行了 γ 谱分析， RIS006VP、 RRA021VP 没有测量到 I ； 但现场碘监 131 测仪的碘盒、 RCV025VP 擦试样有明显的 I 核素。
     3、 α 测量结果
     由于 L206 大修存在燃料破损， 为防止固体裂变产物可能带来的表面污染和内污 染， 在 L206 大修期间针对主回路开口设备、 部分工作人员和现场检修工具等进行了测量分 析。设备擦拭样品采用定标器配 a 探头测量， 工作人员和现场检修工具使用 MIP+SMIA 仪表 直接测量。
     测量结果见下面各表。L2RCP221VP 阀腔擦拭样最大值 0.05Bq/cm2， 略大于国家 2 标准对人员体表污染的控制要求 (0.04Bq/cm )， 但低于国家标准对工作服的要求 (0.4Bq/ 2 cm )， 更低于国家标准对控制区场所的要求 (4Bq/cm2) 其余所有测量结果均低于 0.04Bq/ cm2。因此 α 测量结果是非常安全的。
     表 1 设备开口 α 擦拭样品结果
     表 2 人员体表 α 污染测量编号 1 2 3 4 5 6 7 8 9 10 11 12 13 工作人员 电气专业工作人员 转机专业工作人员 核清洁专业工作人员 1 阀门检测专业工作人员 风机专业工作人员 仪表专业工作人员 大盖专业工作人员 1 仪表专业工作人员 2 大盖专业工作人员 3 大盖专业工作人员 4 核清洁专业工作人员 2 阀门检修专业工作人员 大盖专业工作人员 5 测量结果 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 0 评价 无 α 表面污染 无 α 表面污染 无 α 表面污染 无 α 表面污染 无 α 表面污染 无 α 表面污染 无 α 表面污染 无 α 表面污染 无 α 表面污染 无 α 表面污染 无 α 表面污染 无 α 表面污染 无 α 表面污染
     表 3 检修工具 α 污染测量
     4、 总结
     通过岭澳核电站 L206 大修的实践检验， 证明之前所制定的燃料破损情况下核电 站停堆检修的气态裂变产物控制方案和工作现场的集体防护、 个人防护措施是成功的， 实 现了大修工作人员中没有一个人员出现内污染的计划目标。 并通过控制方案的实施获取了 大量有价值的测量数据和经验， 为核电站今后发生类似事件的处理提供了指导方法。