论文部分内容阅读
【摘要】田湾核电站3、4号机组常规岛废液排放厂房设有三个完全相同的贮槽，用于接收、贮存常规岛厂区各相关系统产生的待排放潜在放射性废液。本文针对废液排放厂房内废液贮槽及其厂房墙体进行了屏蔽设计，保证工作人员及其厂外公众的辐射安全。
【关键词】常规岛废液排放厂房；废液贮槽；屏蔽设计
1、引言
田湾核电站3、4号机组工程项目常规岛废液排放贮槽用于接收、暂存常规岛产生的可能被放射性污染的废液，且废液排放贮槽有可能接收发生一回路泄露时的较高放射性的事故废液。
常规岛废液排放厂房包括长54.88m，宽18m，主要包括贮槽间、泵房、控制室、更衣室和检测间。贮槽间地面标高为-4.5m，房间高15.5m。废液排放贮槽最大外径11500mm；最大高度11500mm；为便于去污，槽体采用碳钢涂漆。
贮槽的液位0点定在槽底内表面，低液位定在300mm，高液位定在9500mm，高高液位定在10300mm，溢流管中心线定在10500mm。
常规岛废液排放厂房建筑平面图见图1。
2、采用限值
根据厂房辐射分区要求，泵房101房间、检测间104房间、贮槽间辐射水平≤10μSv/h，控制室、更衣室辐射水平≤1μSv/h。以此剂量值作为废液排放厂房主要房间的设计限值是合理的。
3、计算方法
废液排放厂房的屏蔽计算采用QAD-CGA多个辐射源组合几何点核积分程序。
QAD程序是美国洛斯阿拉莫斯科学实验室和橡树岭国立实验室研制的系列点核积分程序，以点核积分技术计算γ射线在辐射屏蔽几何空间中的穿透。
4、源项资料
贮槽间设有1个滞留池，滞留池内设有3个废液贮槽。正常运行工况下，其中一个贮槽接收完废液后，进行混合、取样分析和排放，第二个贮槽接收废液，第三个贮槽作为备用。电站正常运行时，厂房接收的废液为非放废液或放射性很低。在特殊情况下（如二回路发生放射性沾污时），二回路侧受沾污水（≥1000Bq/L）将输送其中到其中一个贮槽内。
根据表2，二回路排放废液中γ放射性核素以137Cs半衰期最长并且浓度也较高，其它核素浓度相对较低或者半衰期较短。因此，剂量率计算中废液的放射性核素按137Cs考虑。
正常情况下二回路源项对应的蒸汽發生器一次侧向二次侧的泄露率为1kg/h，而事故情况下的泄露率为5kg/h，即事故工况下二回路主冷却剂活度浓度应为正常情况下的5倍。
通过分析废液排放厂房的废液处理流程，可以知道其源项不会超过事故情况，出于保守考虑，将废液贮槽内的废液源项取为事故工况下的源项，并近似取表2中数值的5倍。这样的选取也符合二回路侧沾污水≥1000Bq/L的描述。
5、屏蔽计算模型
单个贮槽的最大容积为1100m3，源项考虑废液放射性活度较高的特殊情况，即表2中数据的5倍，则单个贮槽最大存放2.459E09Bq废液。贮槽材料为碳钢，直径φ11.0m，高11.5m，壁厚8mm。贮槽通过设备排气管与贮槽间大气相同。由于厂房中3个贮槽为2用1备的模式，根据图2不难判断出当图中最右侧的贮槽作为备用贮槽时，102、103的两个房间剂量率将会最大，同时保守考虑左侧2个贮槽均为装满废液的情况。
滞留池容积考虑容纳3个贮槽破裂后流出的放射性废液的总体积。滞留池内设有1个地坑。地坑有效容积约2.2m3。泵房共设有3台废液排放泵和1台废液处理输送泵。泵房一侧（D轴）与管廊和废液管沟相接，另一侧（A轴）设有设备和人员通道。
因废液排放泵、输送泵和地坑的体积远小于贮槽体积，计算中不考虑它们对房间内剂量的贡献。
计算选取的剂量点见图1。其中，A点位于两个废液贮槽中间；B点位于贮槽间混凝土墙外30cm处，且正对第二个废液贮槽；C点位于贮槽间混凝土墙外30cm处，且正对A点。3个剂量点在高度方向上均位于离贮槽底部5.75m处，即贮槽中间高度上。这三个剂量点基本能代表贮槽间内、外空间的最大剂量。
贮槽间四周混凝土墙厚度均为60cm。计算中碳钢的密度取7.0g/cm3，混凝土密度取2.2g/cm3。
6、计算结果
根据计算模型，计算出的A点剂量率为0.34μSv/h，小于绿区剂量率控制值 10μSv/h；B点剂量率和C点剂量率均<0.1μSv/h。
贮槽间外照射水平可参考A点剂量率，贮槽间相邻房间（泵房、控制室、检测间、更衣间）外照射水平可参考B点和C点剂量率。
结论：
结合各房间的设计限值，当废液排放厂房内贮槽钢壳厚8mm，厂房四周混凝土墙厚60cm时，废液排放厂房正常运行情况下或异常运行情况下均能满足屏蔽设计要求。屏蔽后的厂房内最大外照射剂量率为0.34μSv/h，能有效保证厂房工作人员及厂外人员的辐射安全。
【关键词】常规岛废液排放厂房；废液贮槽；屏蔽设计
1、引言
田湾核电站3、4号机组工程项目常规岛废液排放贮槽用于接收、暂存常规岛产生的可能被放射性污染的废液，且废液排放贮槽有可能接收发生一回路泄露时的较高放射性的事故废液。
常规岛废液排放厂房包括长54.88m，宽18m，主要包括贮槽间、泵房、控制室、更衣室和检测间。贮槽间地面标高为-4.5m，房间高15.5m。废液排放贮槽最大外径11500mm；最大高度11500mm；为便于去污，槽体采用碳钢涂漆。
贮槽的液位0点定在槽底内表面，低液位定在300mm，高液位定在9500mm，高高液位定在10300mm，溢流管中心线定在10500mm。
常规岛废液排放厂房建筑平面图见图1。
2、采用限值
根据厂房辐射分区要求，泵房101房间、检测间104房间、贮槽间辐射水平≤10μSv/h，控制室、更衣室辐射水平≤1μSv/h。以此剂量值作为废液排放厂房主要房间的设计限值是合理的。
3、计算方法
废液排放厂房的屏蔽计算采用QAD-CGA多个辐射源组合几何点核积分程序。
QAD程序是美国洛斯阿拉莫斯科学实验室和橡树岭国立实验室研制的系列点核积分程序，以点核积分技术计算γ射线在辐射屏蔽几何空间中的穿透。
4、源项资料
贮槽间设有1个滞留池，滞留池内设有3个废液贮槽。正常运行工况下，其中一个贮槽接收完废液后，进行混合、取样分析和排放，第二个贮槽接收废液，第三个贮槽作为备用。电站正常运行时，厂房接收的废液为非放废液或放射性很低。在特殊情况下（如二回路发生放射性沾污时），二回路侧受沾污水（≥1000Bq/L）将输送其中到其中一个贮槽内。
根据表2，二回路排放废液中γ放射性核素以137Cs半衰期最长并且浓度也较高，其它核素浓度相对较低或者半衰期较短。因此，剂量率计算中废液的放射性核素按137Cs考虑。
正常情况下二回路源项对应的蒸汽發生器一次侧向二次侧的泄露率为1kg/h，而事故情况下的泄露率为5kg/h，即事故工况下二回路主冷却剂活度浓度应为正常情况下的5倍。
通过分析废液排放厂房的废液处理流程，可以知道其源项不会超过事故情况，出于保守考虑，将废液贮槽内的废液源项取为事故工况下的源项，并近似取表2中数值的5倍。这样的选取也符合二回路侧沾污水≥1000Bq/L的描述。
5、屏蔽计算模型
单个贮槽的最大容积为1100m3，源项考虑废液放射性活度较高的特殊情况，即表2中数据的5倍，则单个贮槽最大存放2.459E09Bq废液。贮槽材料为碳钢，直径φ11.0m，高11.5m，壁厚8mm。贮槽通过设备排气管与贮槽间大气相同。由于厂房中3个贮槽为2用1备的模式，根据图2不难判断出当图中最右侧的贮槽作为备用贮槽时，102、103的两个房间剂量率将会最大，同时保守考虑左侧2个贮槽均为装满废液的情况。
滞留池容积考虑容纳3个贮槽破裂后流出的放射性废液的总体积。滞留池内设有1个地坑。地坑有效容积约2.2m3。泵房共设有3台废液排放泵和1台废液处理输送泵。泵房一侧（D轴）与管廊和废液管沟相接，另一侧（A轴）设有设备和人员通道。
因废液排放泵、输送泵和地坑的体积远小于贮槽体积，计算中不考虑它们对房间内剂量的贡献。
计算选取的剂量点见图1。其中，A点位于两个废液贮槽中间；B点位于贮槽间混凝土墙外30cm处，且正对第二个废液贮槽；C点位于贮槽间混凝土墙外30cm处，且正对A点。3个剂量点在高度方向上均位于离贮槽底部5.75m处，即贮槽中间高度上。这三个剂量点基本能代表贮槽间内、外空间的最大剂量。
贮槽间四周混凝土墙厚度均为60cm。计算中碳钢的密度取7.0g/cm3，混凝土密度取2.2g/cm3。
6、计算结果
根据计算模型，计算出的A点剂量率为0.34μSv/h，小于绿区剂量率控制值 10μSv/h；B点剂量率和C点剂量率均<0.1μSv/h。
贮槽间外照射水平可参考A点剂量率，贮槽间相邻房间（泵房、控制室、检测间、更衣间）外照射水平可参考B点和C点剂量率。
结论：
结合各房间的设计限值，当废液排放厂房内贮槽钢壳厚8mm，厂房四周混凝土墙厚60cm时，废液排放厂房正常运行情况下或异常运行情况下均能满足屏蔽设计要求。屏蔽后的厂房内最大外照射剂量率为0.34μSv/h，能有效保证厂房工作人员及厂外人员的辐射安全。