[发明专利]一种降低在役压水堆核电厂集体剂量的化学清洗方法

说明书

本发明涉及一种降低在役压水堆核电厂集体剂量的化学清洗方法，包括以下步骤：移动式去污装置的接入；氧化处理6～8小时；用pH为2～2.5的还原溶液进行还原处理3～5小时，其中，所述的还原溶液包括0.2～0.65g/L的硝酸、0.4～0.7g/L的L‑抗坏血酸、0.2～0.7g/L的辅助化合物；判断是否重复进行氧化和还原；用碱化溶液漂洗处理2～4小时；循环冲洗。本发明的化学清洗方法适用于在役压水堆核电厂主回路及核辅助系统设备内表面的现场就地去污，使待去污区域环境剂量率在短时间(通常1～3天)内降至原来的1/2～1/10，并且对机组重新运行无不良影响。

技术领域

本发明属于核电领域，涉及一种放射性化学去污方法，具体涉及一种降低在役压水堆核电厂集体剂量的低浓度化学清洗方法。

背景技术

压水堆核电厂在运行一段时间后，主回路管道、设备及堆内构件表面放射性核素的沉积将导致辐射水平升高，在役检查、设备维修、堆芯换料、系统改造及事故处理等工作开展前，为降低工作人员辐照剂量，方便设备处理，都十分有必要进行去污，而对于发生严重污染的系统和设备，则必须先实施去污后才能开展相关工作。

根据去污的机理，去污手段可分为物理去污、化学去污和电化学去污三大类，每一类去污方法都根据去污介质、对象或目的而发展出多种技术。针对在役压水堆核电厂系统及设备内表面污染的特点，国际上已开发出的低浓度化学去污技术有HP/CORD-UV、AP-CITROX、MEDOC、CAN-DECON、LOMI、EMMAC等方法，但国内相关研究多局限于小型核设施的退役去污及零部件的离线去污，真正用于在役核电厂系统及设备的在线去污技术目前还没有公开报道。

CN1039037C公开了一种从金属基体上溶解氧化物的方法，其由以下至少一个循环而达到：(a)于80～85℃，用至少含有高锰酸盐的溶液进行氧化；(b)于80～85℃，于pH低于2，用含还原剂和硝酸的溶液进行还原。当沉积在金属基体上的氧化物较多时，采用该专利所公开的方法进行化学清洗时，溶解掉的氧化物非常容易再次沉积在金属基体上而影响清洗效果。另外，该专利虽然公开了大型部件或管道可以把溶液直接施加上去，但是，该专利并未公开如何将溶液直接施加到大型部件或管道上。随着核电机组运行时间增加，伴随着设备老化与延寿问题的日益突出，主回路及核辅助系统的管道、设备及堆内构件表面沉积的放射性核素采用在线化学去污的经济效益愈加明显，为降低厂房或局部区域的辐照水平，在役核电厂亟需一种采用低浓度化学试剂的在役化学去污技术，通过化学溶解作用有效去除管道、阀门、换热器及泵等设备部件内表面的固定放射性污染物，使去污系统的剂量率降低50％以上，大大减轻辐射防护工作的压力。而对于在线清洗来说，需要考虑的因素较多，包括对设备材料的兼容性、清洗过程的密闭性、去污效果的稳定性、次生废水和废物的数量、去污工期及人员受照剂量等。

本发明在调研现有主要化学去污工艺的基础上，在尽可能提高去污因子及不损伤设备的前提下，围绕去污效果稳定、材料兼容性好、二次废物量少等原则对在役化学去污工艺进行优化，开发出更具针对性的化学清洗配方和工艺。

发明内容

本发明的目的是针对在役压水堆核电厂系统及设备内表面污染的特点，提供一种降低集体剂量的放射性化学清洗方法。该方法不同于一般的物理及机械去污技术，也不同于传统的高浓度化学去污和电化学去污，它采用低浓度化学试剂循环清洗工艺，利用布置在核岛和燃料厂房的移动式去污装置，通过金属软管与回路相连，现场就地去除主回路或核辅助系统内大部分放射性腐蚀产物，使待去污区域环境剂量率在短时间(通常1～3天)内降至原来的1/2～1/10，并且对机组重新运行无不良影响。该方法对去污因子不过分追求，但要求去污化学试剂对管道、阀门、换热器及泵等设备材料的影响尽可能小，去污工期尽可能短，次生放射性废水和废物量尽可能少。

为实现上述目的，本发明采用如下技术方案：

一种降低在役压水堆核电厂集体剂量的化学清洗方法，包括以下步骤：