福清核電101大修輻射源項調查與分析

胡凌+郭行+李剛

摘 要：文章介紹了福建福清核電有限公司在101大修期間開展的源項調查工作的背景、方法、過程，并對調查結果進行了分析，提出了相關建議，為核電廠大修人員劑量控制提供思路。

關鍵詞：源項調查；劑量控制；調查；分析

1 背景

核電站大修期間，現場部分管道表面的劑量率較高，對檢修人員的職業照射貢獻較大[1]。為了解管道內表面沉積的放射性核素的種類及其對劑量率的貢獻，分析放射性核素的來源，研究采取相應的控制措施，進一步降低現場職業人員的受照輻射劑量，福清核電從101大修（1號機組首次大修）開始進行輻射源項的調查工作。包括兩方面：（1）輻射源項測量，使用就地γ源項測量系統，對確定的測量點進行了現場就地γ譜的測量。（2）數據分析，完成現場就地γ譜的譜分析工作，最終確定管道內壁沉積的主要核素的種類、活度及各核素對管道表面劑量率的貢獻。

2 測量方法

無損就地輻射源項測量方法是核設施在役期間職業照射源項調查的重要手段之一。通過現場測量可以獲取兩類數據：（1）γ譜，即特定測量條件下獲得被測管道的γ測量譜；（2）管道表面劑量率。在獲得被測管道的幾何條件、材質、探測器有關參數等測量條件后，通過γ譜分析、效率刻度、活度計算等過程，可從γ測量譜中分析出管道內表面沉積的核素種類及其累積水平（內表面活度）。

在此基礎上，可計算出管道內表面沉積的放射性核素在管道外表面產生的劑量率，從而了解不同放射性核素對工作場所劑量率的貢獻。

本次調查分別使用了兩套就地γ輻射源項測量系統。一是高純鍺（HPGe）就地γ輻射源項測量系統。二是碲鋅鎘（CZT）就地γ輻射源項測量系統。

根據被測對象周圍空間大小、輻射水平高低選擇相應的測量系統。高純鍺就地γ輻射源項測量系統能量分辨率好，探測效率高；碲鋅鎘就地γ輻射源項測量系統體積小巧，探測效率相對較低，適合高劑量場所。

考慮到現場其他輻射源會對測量結果產生干擾，故在探測器部分加上準直器/屏蔽體來降低上述影響。對某一具體被測管道，設定探測器相對被測管道的幾何位置（距離、高度、測量角度）后，在管道外進行就地輻射測量，獲得就地γ測量譜。

3 測量結果及分析

核電廠大修期間，檢修人員受照劑量較大的工作主要集中在主冷卻水、余熱排出、化容控制等系統相關區域和設備。福清核電101 大修期間源項調查以這些系統設備為對象確定了21個測量點，分別進行了就地γ輻射源項測量及管道外接觸劑量率的測量。

3.1 沉積源項及劑量率貢獻

測量結果表明（以下表格內數據僅列相關系統的代表點位），福清101 大修期間，各管道中的Co-58和Cr-51的表面沉積活度較大；從核素劑量率貢獻來看，Co-58是劑量率貢獻的主要核素（見表1），貢獻了大約80%左右。

通過表2可以看出在壓水堆核電廠運行初期，Co-58在管道內表面的沉積活度遠大于Co-60的沉積活度，劑量率貢獻也主要來源于Co-58。

在主冷卻劑系統中，Co-58為主要的沉積核素，其他次要核素有Co-60、Mn-54、Fe-59、Cr-51、Zr-95、Nb-95、Zn-65等核素。主系統其他管道內壁沉積的Co-58表面活度在105～106Bq/cm2量級范圍，Co-60和Mn-54的沉積量基本上在103～104Bq/cm2量級。

余排系統中沉積的主要核素有Co-58、Zr-95、Nb-95、Mn-54、Fe-59和Co-60等。該系統中，Co-58沉積的表面活度在104Bq/cm2左右，比主系統沉積活度小一個量級。Co-58在余排連接管中沉積最多、余排泵上游管道中最少；Co-60則正好相反。

化容控制系統管道內壁沉積的主要核素是Co-58。在樹脂床后管道、容控箱下游管道和上充泵出口管道中，Fe-59的含量也較多，其他次要核素有Co-60、Cr-51、Zr-95、Nb-95、Mn-54、Zn-65等。此外在樹脂床后管道中測到了微量的Sb-124，在床后過濾器下游管道中發現了微量的Ag-110m?；菹到y各管道沉積Co-58的表面活度比Co-60要大2個量級左右。

3.2 管道表面接觸劑量率計算值與測量值的比較

基于沉積核素表面活度的測量值，可計算出管道中各沉積核素在管道外表面產生的劑量率計算值；在沉積源項現場測量過程中，也獲取了管道表面劑量率。對比計算值與測量值，可為輻射源項測量結果的準確性判斷提供一定的參考。

本次101大修源項調查各個測量管道表面接觸劑量率計算值與測量值間的相對偏差見圖1。從中可看出：除三環路熱端（177.06%）、余排泵上游集管（-71.40%）、化容下泄管（-49.17%）、9TEP前貯槽泵上游（64.07%）四個管道的表面劑量率計算值與測量值偏差較大外，其他管道的偏差都在±40%以內。

4 劑量控制建議

核電廠工作人員職業照射的主要來自于大修期間，其中輻射源項（尤其是沉積在管道、設備內的活化腐蝕產物）是形成輻射場的來源。根據核電廠的運行經驗，降低劑量的途徑主要是：一是降低源項；二是有效的防護最優化措施。降低源項是劑量控制最直接和最根本的辦法，但技術難點較大。防護最優化措施是通過現場輻射的測量、作業方案優化、劑量預評估、作業現場遠程實時監控等手段，降低作業劑量。

（1）可參考美國EPRI的《標準輻射監測程序》建立適合各個核電廠的輻射指數測量方案，開展輻射指數測量工作。

（2）輻射源項數據在一定程度上也反映了核電系統運行狀況、水化學控制、去污等措施的效果，持續開展輻射源項調查與分析，為了能夠為下一步的源項減少工作提供足夠的基礎數據。

（3）對現有的個人和場所劑量數據進行統計，分析主要的劑量貢獻作業種類（如搭建腳手架）和作業場所。并對關鍵作業進行跟蹤調查，在此基礎上可采取進一步的輻射防護管理措施。

（4）基于當前的3D模擬、虛擬現實等技術，建立核輻射作業場所的3D劑量模擬平臺，具備作業現場條件、作業狀態、作業路徑的模擬，及作業劑量的快速計算的功能。實現作業培訓、作業方案優化設計和劑量的預評估。

（5）建議建立一套核電作業現場輻射防護遠程實時監控系統。將現場作業的視頻、聲音、劑量率等數據實時傳輸到輻射防護監控中心，管理人員可實時掌握作業現場的狀態和劑量數據，并根據現場情況適當的調整作業計劃，以達到降低集體劑量的目的。

（6）在源項數據分析的基礎上，開展源項控制與減少的工作。為核電廠現場輻射防護，初步提供一套技術先進、可操作性強的技術支持系統，提高現場最優化水平、降低集體劑量。

5 結論及建議

綜上所述，福清101大修期間各被測管道沉積源項，與同類型壓水堆核電廠的沉積源項和沉積規律類似。Co-58是全系統中的主要沉積核素，對劑量率的貢獻也最大。

根據這一特點，結合國際上主要的沉積源項管理項目現狀，建議如下：

（1）重視并加強系統管道沉積源項數據的積累，為今后的源項降低與劑量控制等輻射防護措施的實施提供重要的基礎數據。

（2）結合核電廠的設備材料參數、水化學數據、劑量率巡測數據、個人劑量數據等，綜合分析、評價沉積源項的來源、沉積影響因素以及對職業照射劑量的影響。

（3）建議在停堆氧化運行前后開展沉積源項的測量，可進一步評價氧化運行措施的效果。

參考文獻

[1]楊茂春，陳德淦.大亞灣核電站大修中職業照射控制的實踐與經驗[J].輻射防護，2004，24（3-4）.

[2]曹勤劍，鄭建國，劉立業，等.壓水堆核電站一回路系統的輻射源項及其測量簡介[J].輻射防護通訊，2015，35（4）：38-41.

[3]EPRI， PWR Activity Transport and Source Term Assessment： Surface Activity Concentrations by Gamma Scanning， 2011-07.