CN102324257A - 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 - Google Patents

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 Download PDF

Info

Publication number
CN102324257A
CN102324257A CN201110155419A CN201110155419A CN102324257A CN 102324257 A CN102324257 A CN 102324257A CN 201110155419 A CN201110155419 A CN 201110155419A CN 201110155419 A CN201110155419 A CN 201110155419A CN 102324257 A CN102324257 A CN 102324257A
Authority
CN
China
Prior art keywords
iodine
major loop
reactor building
reactor
monitoring
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
CN201110155419A
Other languages
English (en)
Other versions
CN102324257B (zh
Inventor
周良发
杨俊武
沈星
刘强
伦振明
钟前卫
陈坡
薛峰
高兴
李博
袁伟
蒋开全
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
China General Nuclear Power Corp
Daya Bay Nuclear Power Operations and Management Co Ltd
Original Assignee
China General Nuclear Power Corp
Daya Bay Nuclear Power Operations and Management Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by China General Nuclear Power Corp, Daya Bay Nuclear Power Operations and Management Co Ltd filed Critical China General Nuclear Power Corp
Priority to CN201110155419.0A priority Critical patent/CN102324257B/zh
Publication of CN102324257A publication Critical patent/CN102324257A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN102324257B publication Critical patent/CN102324257B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明公开了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及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；监测相关通道放射性情况；对生产现场的空气污染进行测量和评价；针对放射性污染情况，实施反应堆厂房除碘、扫气；对工作现场进行集体防护和个人防护。本发明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辐射防护控制方法。

Description

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＞1×107Bq/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，当反应堆厂房惰性气体放射性＞1×107Bq/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及其同位素的浓度，使得I131、Xe133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、燃料厂房通风系统对反应堆厂房进行换气，降低反应堆厂房内放射性气体I131、Xe133的浓度，使反应堆厂房内放射性小于4E6Bq/m3，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控，在KRT028MA＞70Bq/m3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，或反应堆厂房碘放射性监测通道读数≥70Bq/m3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，超过半小时必须戴碘口罩；当碘监测仪读数达到70Bq/m3时，换料工作人员必须戴碘口罩，完成手头工作后离开现场，等待碘监测仪的读数降低到30Bq/m3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＞1×107Bq/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，当反应堆厂房惰性气体放射性＞1×107Bq/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及其同位素的浓度，使得I131、Xe133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、燃料厂房通风系统对反应堆厂房进行换气，降低反应堆厂房内放射性气体I131、Xe133的浓度，使反应堆厂房内放射性小于4E6Bq/m3，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控，在KRT028MA＞70Bq/m3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，或反应堆厂房碘放射性监测通道读数≥70Bq/m3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，超过半小时必须戴碘口罩；当碘监测仪读数达到70Bq/m3时，换料工作人员必须戴碘口罩，完成手头工作后离开现场，等待碘监测仪的读数降低到30Bq/m3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二级报警阈值为4E6Bq/m3，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放射性活度＜10MBq/m3. 
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/m3。 
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放。其中，主回路水中Xe133(1833MBq/m3)，I131(143MBq/m3)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)，主泵启动后主回路中放射性；Co60、；Co58有大幅度上升Co60：270MBq/m；；Co58：66MBq/m3上升到Co60：690MBq/m3；Co58：215MBq/m3)。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分钟内上升到90Bq/m3，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/m3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上升(大于70Bq/m3)，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个小时内维持在5.6Bq/m3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/cm3，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5Bq/m3以下。总体碘放射性浓度较低。L2KRT028MA的读数均小于4Bq/m3。 
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据，第一次测量时I131为放射性浓度154MBq/m3，然后快速上升，两个半小时候为32620MBq/m3，五个半小时后达到最大值32620MBq/m3。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房间的RCV013VP的I131含量最高。在低低水位期间，又对RCV系统进行了γ谱分析。RCV仍然有I131，但竖管段的I131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)，原因是RCP系统碘含量较少，另外RCP管壁较厚，对I131屏蔽较 多。低低水位期间，陆续对主回路相关的设备擦试样进行了γ谱分析，RIS006VP、RRA021VP没有测量到I131；但现场碘监测仪的碘盒、RCV025VP擦试样有明显的I131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，略大于国家标准对人员体表污染的控制要求(0.04Bq/cm2)，但低于国家标准对工作服的要求(0.4Bq/cm2)，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   工作人员   测量结果 评价
  1   电气专业工作人员   0 无α表面污染
  2   转机专业工作人员   0 无α表面污染
  3   核清洁专业工作人员1   0 无α表面污染
  4   阀门检测专业工作人员   0 无α表面污染
  5   风机专业工作人员   0 无α表面污染
  6   仪表专业工作人员   0 无α表面污染
  7   大盖专业工作人员1   0 无α表面污染
  8   仪表专业工作人员2   0 无α表面污染
  9   大盖专业工作人员3   0 无α表面污染
  10   大盖专业工作人员4   0 无α表面污染
  11   核清洁专业工作人员2   0 无α表面污染
  12   阀门检修专业工作人员   0 无α表面污染
  13   大盖专业工作人员5   0 无α表面污染
表3检修工具α污染测量 
Figure BDA0000067435460000331
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。 

Claims (15)

1.一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，其特征在于，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，实施反应堆厂房的除碘、扫气；
对工作现场进行集体防护和个人防护。
2.根据权利要求1所述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，其特征在于，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＞1×107Bq/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。
3.根据权利要求2所述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，其特征在于，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，当反应堆厂房惰性气体放射性＞1×107Bq/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；涉及到主回路开口的操作工作人员需采取呼吸保护。
4.一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，其特征在于，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。
5.根据权利要求4所述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，其特征在于，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。
6.根据权利要求4所述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，其特征在于，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及其同位素的浓度，使得I131、Xe133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、燃料厂房通风系统对反应堆厂房进行换气，降低反应堆厂房内放射性气体I131、Xe133的浓度，使反应堆厂房内放射性小于4E6Bq/m3，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。
7.根据权利要求4所述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，其特征在于，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。
8.根据权利要求4所述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，其特征在于，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。
9.根据权利要求4所述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，其特征在于，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控，在KRT028MA＞70Bq/m3时通知人员撤离。
10.根据权利要求4所述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，其特征在于，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。
11.根据权利要求4所述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，其特征在于，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。
12.根据权利要求11所述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，其特征在于，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，或反应堆厂房碘放射性监测通道读数≥70Bq/m3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。
13.根据权利要求4所述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，其特征在于，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，超过半小时必须戴碘口罩；当碘监测仪读数达到70Bq/m3时，换料工作人员必须戴碘口罩，完成手头工作后离开现场，等待碘监测仪的读数降低到30Bq/m3以下时再开始工作。
14.根据权利要求4所述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，其特征在于，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。
15.根据权利要求4所述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，其特征在于，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，进入蒸发器的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；
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。
CN201110155419.0A 2011-06-10 2011-06-10 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 Active CN102324257B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201110155419.0A CN102324257B (zh) 2011-06-10 2011-06-10 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

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201110155419.0A CN102324257B (zh) 2011-06-10 2011-06-10 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

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN102324257A true CN102324257A (zh) 2012-01-18
CN102324257B CN102324257B (zh) 2014-07-09

Family

ID=45451982

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201110155419.0A Active CN102324257B (zh) 2011-06-10 2011-06-10 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

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN102324257B (zh)

Cited By (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103631227A (zh) * 2013-11-26 2014-03-12 中国广核集团有限公司 一种隔离方法及系统
CN105225587A (zh) * 2015-10-29 2016-01-06 苏州热工研究院有限公司 一种关于核电站反应堆安全的科普教具和科普方法
CN105304149A (zh) * 2015-09-30 2016-02-03 大亚湾核电运营管理有限责任公司 百万千瓦级核电站燃料缺陷机组大修中的α污染测量流程
CN105304150A (zh) * 2015-09-30 2016-02-03 大亚湾核电运营管理有限责任公司 百万千瓦级核电站破损乏燃料组件修复辐射防护控制方法
CN105528809A (zh) * 2015-12-02 2016-04-27 中广核工程有限公司 核电站维修路径生成方法和系统
CN107731326A (zh) * 2017-09-29 2018-02-23 中国核动力研究设计院 用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构及测量方法
CN108022658A (zh) * 2017-11-01 2018-05-11 中国船舶重工集团公司第七〇九研究所 一种用于海洋核动力平台的安全壳通风系统
CN109214615A (zh) * 2017-06-29 2019-01-15 华能山东石岛湾核电有限公司 一种适用于高温气冷堆核电厂群堆剂量风险控制的方法
CN110136856A (zh) * 2019-04-29 2019-08-16 江苏核电有限公司 一种压水堆一回路放射性碘浓度控制系统及其控制方法
CN110783006A (zh) * 2019-11-20 2020-02-11 中国核动力研究设计院 一种除气试验装置及方法
CN111289273A (zh) * 2018-12-07 2020-06-16 中核四0四有限公司 一种获取强放射性气体净化设备净化效率的装置及方法
CN111581783A (zh) * 2020-04-17 2020-08-25 岭东核电有限公司 核电厂碘过滤器可用性等效评价方法、装置及终端设备
CN112233827A (zh) * 2020-09-10 2021-01-15 福建福清核电有限公司 一种核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法
RU2755586C1 (ru) * 2020-12-15 2021-09-17 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" Система дистанционного радиационного контроля
CN114267466A (zh) * 2021-12-22 2022-04-01 台山核电合营有限公司 用于核电站rpe系统的废液监测方法和系统
CN115171929A (zh) * 2021-04-01 2022-10-11 中核核电运行管理有限公司 重水堆机组给水支管与燃料通道小间隙问题处理的方法

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5786798A (en) * 1980-11-20 1982-05-29 Tokyo Shibaura Electric Co Radioactive polluted air treatment apparatus
CN85105572A (zh) * 1985-07-20 1987-01-21 西屋电气公司 识别破损的反应堆元件的固体同位素标记
JPS62151796A (ja) * 1985-12-26 1987-07-06 株式会社東芝 原子力発電プラントの屋外スプレイ装置
US4745795A (en) * 1986-02-27 1988-05-24 Kraftwerk Union Aktiengesellschaft Apparatus for measuring gases dissolved in water
CN101090008A (zh) * 2006-06-16 2007-12-19 秦山核电公司 辐照后破损燃料组件修复工艺及其专用设备
CN101483074A (zh) * 2009-01-07 2009-07-15 中国广东核电集团有限公司 核电站机组大修后启动过程一回路硫酸根污染的分析方法

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS5786798A (en) * 1980-11-20 1982-05-29 Tokyo Shibaura Electric Co Radioactive polluted air treatment apparatus
CN85105572A (zh) * 1985-07-20 1987-01-21 西屋电气公司 识别破损的反应堆元件的固体同位素标记
JPS62151796A (ja) * 1985-12-26 1987-07-06 株式会社東芝 原子力発電プラントの屋外スプレイ装置
US4745795A (en) * 1986-02-27 1988-05-24 Kraftwerk Union Aktiengesellschaft Apparatus for measuring gases dissolved in water
CN101090008A (zh) * 2006-06-16 2007-12-19 秦山核电公司 辐照后破损燃料组件修复工艺及其专用设备
CN101483074A (zh) * 2009-01-07 2009-07-15 中国广东核电集团有限公司 核电站机组大修后启动过程一回路硫酸根污染的分析方法

Non-Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
宋景合: "CARR辐射防护监测系统中的设计优化", 《辐射防护》 *
杨俊武等: "换料期间发生燃料组件破损时的辐射剂量估算、相关系统控制要求和防护方案", 《辐射防护》 *
毛亚蔚，等: "秦山核电二期工程冷停堆放射性峰值效应对化容系统净化设备的屏蔽设计影响", 《辐射防护通讯》 *

Cited By (24)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103631227B (zh) * 2013-11-26 2017-02-08 中国广核集团有限公司 一种隔离方法及系统
CN103631227A (zh) * 2013-11-26 2014-03-12 中国广核集团有限公司 一种隔离方法及系统
CN105304150B (zh) * 2015-09-30 2017-05-17 大亚湾核电运营管理有限责任公司 百万千瓦级核电站破损乏燃料组件修复辐射防护控制方法
CN105304150A (zh) * 2015-09-30 2016-02-03 大亚湾核电运营管理有限责任公司 百万千瓦级核电站破损乏燃料组件修复辐射防护控制方法
CN105304149A (zh) * 2015-09-30 2016-02-03 大亚湾核电运营管理有限责任公司 百万千瓦级核电站燃料缺陷机组大修中的α污染测量流程
CN105225587B (zh) * 2015-10-29 2017-12-19 苏州热工研究院有限公司 一种关于核电站反应堆安全的科普教具和科普方法
CN105225587A (zh) * 2015-10-29 2016-01-06 苏州热工研究院有限公司 一种关于核电站反应堆安全的科普教具和科普方法
CN105528809A (zh) * 2015-12-02 2016-04-27 中广核工程有限公司 核电站维修路径生成方法和系统
CN109214615A (zh) * 2017-06-29 2019-01-15 华能山东石岛湾核电有限公司 一种适用于高温气冷堆核电厂群堆剂量风险控制的方法
CN107731326A (zh) * 2017-09-29 2018-02-23 中国核动力研究设计院 用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构及测量方法
CN107731326B (zh) * 2017-09-29 2019-07-02 中国核动力研究设计院 用于测量反应堆冷却剂放射性的取样机构及测量方法
CN108022658A (zh) * 2017-11-01 2018-05-11 中国船舶重工集团公司第七〇九研究所 一种用于海洋核动力平台的安全壳通风系统
CN111289273A (zh) * 2018-12-07 2020-06-16 中核四0四有限公司 一种获取强放射性气体净化设备净化效率的装置及方法
CN110136856A (zh) * 2019-04-29 2019-08-16 江苏核电有限公司 一种压水堆一回路放射性碘浓度控制系统及其控制方法
CN110136856B (zh) * 2019-04-29 2021-11-30 江苏核电有限公司 一种压水堆一回路放射性碘浓度控制系统及其控制方法
CN110783006A (zh) * 2019-11-20 2020-02-11 中国核动力研究设计院 一种除气试验装置及方法
CN110783006B (zh) * 2019-11-20 2021-03-26 中国核动力研究设计院 一种除气试验装置及方法
CN111581783A (zh) * 2020-04-17 2020-08-25 岭东核电有限公司 核电厂碘过滤器可用性等效评价方法、装置及终端设备
CN111581783B (zh) * 2020-04-17 2023-12-22 岭东核电有限公司 核电厂碘过滤器可用性等效评价方法、装置及终端设备
CN112233827A (zh) * 2020-09-10 2021-01-15 福建福清核电有限公司 一种核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法
CN112233827B (zh) * 2020-09-10 2023-06-13 福建福清核电有限公司 一种核电站反应堆冷却剂系统氧化停堆前溶解氢含量控制方法
RU2755586C1 (ru) * 2020-12-15 2021-09-17 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский технологический институт имени А.П. Александрова" Система дистанционного радиационного контроля
CN115171929A (zh) * 2021-04-01 2022-10-11 中核核电运行管理有限公司 重水堆机组给水支管与燃料通道小间隙问题处理的方法
CN114267466A (zh) * 2021-12-22 2022-04-01 台山核电合营有限公司 用于核电站rpe系统的废液监测方法和系统

Also Published As

Publication number Publication date
CN102324257B (zh) 2014-07-09

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN102324257B (zh) 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
JP6288781B2 (ja) 原子炉格納容器換気系用フィルタ
CN104157318B (zh) 核电站含氢放射性废气处理系统
CN103474121A (zh) 核电站放射性废气处理系统
KR20160002921A (ko) 원자력 발전 플랜트의 배기 시스템의 방출 감시 시스템
CN103871489A (zh) 地下核电站非能动过滤排放系统
CN103871495B (zh) 地下核电站严重事故下安全壳泄压系统
CN109166641A (zh) 一种铅铋堆中低水平放射性废气处理系统
CN109243634A (zh) 反应堆安全系统
KR101503288B1 (ko) 원자력시설용 비상 포집장치
KR102026489B1 (ko) 핵연료 취급 영역 수동 여과 디자인
CN205984297U (zh) 核反应堆系统
JP2017146258A (ja) 非常用空調システム及び非常用空調方法
CN107170492A (zh) 一种降低核电厂安全壳泄漏物质温度与其中放射性核素含量的系统
CN105304149B (zh) 百万千瓦级核电站燃料缺陷机组大修中的α污染测量流程
JP2012230032A (ja) 原子炉格納容器の冷却装置
CN213983015U (zh) 一种含氚重水的传输装置
CN209822288U (zh) 一种一回路氢气吹扫装置
Xie et al. A reform in the helium purification system of the HTR-10: γ dose rate measurement and suggestions for decommissioning
CN112503397A (zh) 一种含氚重水的传输装置
CN109887620A (zh) 一种一回路氢气吹扫装置及其吹扫方法
CN218351134U (zh) 一种防窜气装置及乏燃料后处理工艺系统
CN216697076U (zh) 用于间歇反应釜的泄压和集中收集装置
KR101494074B1 (ko) 이동형 복합식 공기 중 방사성 물질 제거장치
Zheng et al. New Opening Strategy of Filtered Containment Venting System

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C53 Correction of patent of invention or patent application
CB02 Change of applicant information

Address after: Shenzhen science and technology building, No. 1001 Futian District Road, Shenzhen city in Guangdong province 518031 17-19 floor

Applicant after: China General Nuclear Power Corporation

Applicant after: Dayawan Nuclear Power Running Management Co., Ltd.

Address before: Shenzhen science and technology building, No. 1001 Futian District Road, Shenzhen city in Guangdong province 518031 17-19 floor

Applicant before: China Guangdong Nuclear Power Group Co., Ltd.

Applicant before: Dayawan Nuclear Power Running Management Co., Ltd.

COR Change of bibliographic data

Free format text: CORRECT: APPLICANT; FROM: CHINA GUANGDONG NUCLEAR POWER GROUP CO., LTD. TO: CHINA GENERAL NUCLEAR GROUP CO., LTD.

C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant