核电厂γ放射性废物吊装期间天空反散射剂量率评估

蒋振宇，唐邵华，熊 军，吴跃雷

(1.深圳中广核工程设计有限公司，广东 深圳 518124；2.环境保护部 核与辐射安全中心，北京 100088)



核电厂γ放射性废物吊装期间天空反散射剂量率评估

蒋振宇1，唐邵华1，熊 军1，吴跃雷2

(1.深圳中广核工程设计有限公司，广东 深圳 518124；2.环境保护部 核与辐射安全中心，北京 100088)

采用MCNP对γ放射性点源的天空反散射影响进行了模拟计算，针对天空反散射的主要制约因素进行了分析，其分析结论为核电厂相应的辐射防护设计提供了参考依据。定量模拟计算了核电厂γ放射性废物包吊装期间的天空反散射剂量率水平，提出了一种基于放射性点源结果进行放射性体源天空反散射剂量率的快速评估方法，该方法的实施满足了工程实践的快速响应要求。

天空反散射；放射性体源；影响因素

γ射线天空反散射(本文仅针对γ源开展分析，简称天空反散射)用于表述近地面γ源向天空方向发出的γ射线与空气原子的核外电子发生一次或多次康普顿散射后又折回地面的现象。当厂房内存在辐射水平较高的放射源，厂房设计建造仅重视侧面的辐射屏蔽而不关注屋顶的辐射屏蔽时，厂房外极易受天空反散射的影响。

核电厂反应堆厂房内放射性水平较高，但基于安全壳穹顶良好的屏蔽效果，天空反散射对厂房外的影响可忽略不计；而常规岛厂房通常无明显放射性，因此厂房外也不存在天空反散射问题。但核电厂的一些配套厂房，既无辐射屏蔽效果较好的屋顶，又存在强放射源操作，因此这类厂房外的天空反散射影响较为严重。文献[1]中明确指出，核设施处于运行工况及事故工况中，应保护公众免受直射或散射(包括天空反散射)而采取相应的屏蔽措施，因此有必要针对核电厂的天空反散射现象开展研究。本文采用MCNP模拟计算放射性点源的天空反散射剂量率情况，并对天空反散射的主要制约因素进行分析，进一步针对某核电厂放射性废物暂存厂房废物包裸露吊装的情况进行建模计算，并提出一种基于放射性点源结果进行放射性体源天空反散射剂量率的快速评估方法。

1 理论计算方法

关于天空反散射的相关研究自20世纪50年代开始一直延续至今，较为成熟的方法是基于线束响应函数(LBRF)发展起来的线束积分法[2-5]，但该方法仅适用于放射性点源的影响评估，针对具有一定体积的放射性体源，如核电厂放射性废物包，则无法直接应用。

《γ辐照装置的辐射防护与安全规范》[6](GB 10252—2009)给出的天空反散射剂量率评估公式(简称GB经验公式)为：

(1)

式中：D为监测点的剂量率，μSv/h；A为放射源的放射性活度，MBq；Ω为60Co源对厂房屋顶所张立体角，sr；H′为60Co源至屋顶上方2 m处的距离，m；X为60Co源至受照点的水平距离，m；k为屏蔽体的有效减弱倍数。式(1)最早来源于文献[7]，其同样仅适用于放射性点源的计算。

MCNP可用于放射性体源的天空反散射剂量率计算[8]，但由于其涉及的物理模型属于大尺寸、深穿透类型，因此需采取一定的建模技巧[4](源的定向抽样、空间模型的针对性构建、粒子输运路径的权重优化、监测点的灵活假设)才可获得收敛结果。为验证MCNP可适用于天空反散射的模拟计算，针对ANSI/ANS-6.6.1天空反散射基准算例进行了模拟计算[9]，其计算结果与算例提供的结果基本吻合。

2 点源天空反散射的影响

参考某核电厂辐照室厂房尺寸，构建圆筒型、屋顶敞开式厂房模型。1) 厂房内径3 m，墙体高度4 m；2)60Co点源(放射源能谱一般为混合谱，辐射屏蔽设计上通常保守的考虑为单一的60Co能谱)；3) 放射源置于厂房中心，标高1 m；4) 厂房外监测范围10～500 m，监测点水平标高1.5 m；5) 空气密度1.22×10-3g/cm3；6) 厂房墙体为密度2.35 g/cm3的混凝土。

采用MCNP建模计算法、GB经验公式法及线束积分法(相应计算软件为Skydose[10])分别进行天空反散射剂量率计算，计算结果如图1所示。图1中MCNP-s与MCNP-f分别表示不考虑与考虑源厂房墙体及地面散射效应的计算结果。

图1 不同方法下放射性点源天空反散射剂量率的比较Fig.1 Comparison of skyshine dose rate due to γ-ray point-source with different methods

由图1可得到以下结论。

1) 线束积分法计算得到的D与MCNP模拟计算的D吻合较好，而GB经验公式计算结果与前两者相比偏差较大，尤其当X处于100～200 m范围时，D相差约1个量级。产生该差异的主要原因在于GB经验公式中将D与X的关系简单表述为：

(2)

但实际上天空反散射由于受厂房内部结构限制，射线能谱及出射方向均受平衡性调整，因此实际的D变化表现得较GB经验公式的平滑。

2) MCNP-s与MCNP-f的计算结果表明，厂房墙体及地面的散射对D存在一定影响，其影响比值在50%～15%之间。

3) 将同源强60Co点源的4π方向自由出射的剂量率与上述天空反散射影响剂量率在上述X范围内作比值，结果处于100～500之间。保守的取比值100作以下估算：假定厂房侧墙为密度2.35 g/cm3的混凝土，当侧墙的屏蔽厚度约为35 cm 时(2.35 g/cm3的混凝土对60Co点源的半衰减厚度为5.2 cm，即剂量率降低100倍需5.2×log2100 cm厚度的混凝土)，屋顶无屏蔽情况下的天空反散射剂量率水平与穿透墙体的辐射剂量率水平相当，即当侧墙所需的屏蔽厚度达35 cm以上时，屋顶应考虑辐射屏蔽措施。

4) 图1中显示，D随X的增大而单调减小。实际上当厂房侧墙达到一定高度以上时，D随X的增大先增大后减小。

5) 由于涉及天空反散射影响的厂房其本身贯穿辐射也较强，因此在厂房外近距离处应设定禁区[4,7]，以避免厂房外人员意外受照，即近厂房区域重视贯穿辐射，较远区域重视天空反散射。

3 天空反散射影响因素

参考式(1)从以下几方面进行天空反散射影响因素分析：1) 空间角Ω；2) 放射源标高；3) 厂房侧墙高度；4) 源与受照点水平距离X。

3.1 空间角Ω

空间角Ω定义为辐照源对厂房屋顶所张的立体角，Ω的理论取值范围为(0，2π][6]。图2为不同Ω下D的比较。由图2可知，D与Ω的正比相关性较好。

3.2 源标高

图3为放射性点源处于厂房内不同高度时D的比较。可见随源位置的升高，D亦缓慢增加。

3.3 厂房侧墙高度

图4为厂房侧墙高度不同时D的比较。可看出，D随厂房侧墙高度的增加而减小，但在同一侧墙高度下，随X增大，D又存在先增大后减小的出峰现象，且随着侧墙高度的增加，出峰表现较明显。天空反散射受散射路径长度及康普顿散射角度因素共同影响，长度越长、角度越大D越小，由图4可看出，厂房外近距离处康普顿散射角及远距离处散射路径长度为制约D变化的主要因素。

图2 不同空间角下放射性点源天空反散射剂量率的比较Fig.2 Comparison of skyshine dose rate due to γ-ray point-source with different outgoing angles

图3 不同标高下放射性点源天空反散射剂量率的比较Fig.3 Comparison of skyshine dose rate due to γ-ray point-source with different elevations

3.4 源与受照点水平距离X

当天空反散射影响不能被忽略时，应在足够保守的空间范围内进行天空反散射影响评估。

3.5 其他

上述模型中均假定了放射源处于厂房中心，进一步模拟计算表明，当放射源较为接近厂房某一面侧墙时，该侧墙外天空反散射剂量率较放射源处于中心处时的低。因此，当厂房内实施放射性废物吊装操作时，可根据厂外环境布置情况，选择有利吊装路线，降低对生物活动区的辐射照射影响。

图4 不同厂房侧墙高度下放射性点源天空反散射剂量率的比较Fig.4 Comparison of skyshine dose rate due to γ-ray point-source with different side wall heights

当天空反散射影响较为突出时，通常可考虑以下改进措施：1) 屋顶实施屏蔽改进，如浇筑混凝土屋顶，屏蔽厚度可近似采用点核积分法估算[10]；2) 采取带屏蔽容器的方式吊装放射性废物包，该种情况应注意吊装工艺接口的协调；3) 当高放射性废物吊装频次较低时，可采取厂房外一定区域的临时管制。

4 放射性体源影响分析

图5 不同体积源天空反散射剂量率的比较Fig.5 Comparison of skyshine dose rate due to γ-ray source with different volumes

图5为某核电厂放射性废物暂存厂房尺寸下，假定放射源为不同体积时的天空反散射剂量率的计算结果。图5中，体积1为0.38 m3，用以表示400 L金属废物桶；体积2为1.18 m3，用以表示该体积范围的水泥桶；体积3与体积4分别为6.28 m3与21.10 m3，用以对比分析。由于废物桶的平均密度接近混凝土密度，因此模型中取废物桶模型密度为2.35 g/cm3。

由图5可看出，对于不同体积的放射性体源，其天空反散射剂量率变化趋势与放射性点源的变化趋势较为相似。为进一步确定体积因素导致的天空反散射剂量率的波动情况，定义上述点源与不同体积源的天空反散射剂量率分别为Dp(X)、Dn(X)(n=1，2，3，4)，并假定点源与各体源的天空反散射剂量率比值为Cn(X)(n=1，2，3，4)，即：

(3)

放射性点源与体源的天空反散射剂量率比值的变化曲线如图6所示。由图6可看出，放射性体源天空反散射剂量率的变化趋势并不完全等同于放射性点源，Cn(X)随X的增大而增大，且当放射源体积增大时，Cn(X)波动幅度增大，原因主要为以下两方面：1) 放射源体积增加，天空反散射各影响因素的数值变化，导致Cn(X)无序度增加；2) 放射性废物自屏蔽效应因体积增加而增加，导致Cn(X)无序度增加。但放射源体积在5 m3以内、厂外距离不超过300 m时，放射性体源与点源的天空反散射剂量率比值可视为定值，其波动比低于20%。由于屏蔽设计考虑2倍安全系数，因此该波动导致的误差在工程实践中可被接受。由此，上述范围内放射性体源的天空反散射剂量率可近似等同于放射性点源的计算结果乘以相应X处的Cn。

图6 放射性点源与体源的天空反散射剂量率的比值Fig.6 Ratio of skyshine dose rate due to γ-ray between point-source and body-source

5 结论

本文采用MCNP模拟计算了放射性点源天空反散射剂量率水平，对天空反散射的主要影响因素进行了分析，模拟计算了核电厂不同理论体积放射性废物在厂房内吊装期间的天空反散射剂量率水平，提出了一种基于放射性点源结果进行放射性体源天空反散射剂量率的快速评估方法。该方法适用的放射源体积范围覆盖了核电厂放射性废物的通常尺寸，该方法的实施，可满足工程实践的快速响应要求。

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Evaluation of γ-ray Skyshine Dose Rate due to Radioactive Waste Lifting at Nuclear Power Plant

JIANG Zhen-yu1, TANG Shao-hua1, XIONG Jun1, WU Yue-lei2

(1.ChinaNuclearPowerDesignCo.,Ltd.(Shenzhen),Shenzhen518124,China； 2.NuclearandRadiationSafetyCenter,MinistryofEnvironmentalProtection,Beijing100088,China)

The γ-ray skyshine due to radioactive point-source was simulated with MCNP in this paper. Moreover, the main factors which affect γ-ray skyshine were studied, and the conclusions provide references for corresponding radiation protection of nuclear power plant. The γ-ray skyshine dose rate due to radioactive waste lifting at nuclear power plant was evaluated specifically, and a rapid evaluation method of γ-ray skyshine dose rate due to radioactive body-source was founded by use of the results of radioactive point-source. The implementation of this method meets the engineering rapid response requirement effectively.

skyshine; radioactive body-source; influence factor

2014-07-21;

2014-10-13

蒋振宇(1983—)，男，江苏常州人，工程师，硕士，从事辐射防护设计研究

TL77

A

1000-6931(2015)06-1132-05

10.7538/yzk.2015.49.06.1132