101堆乏燃料组件外运的辐射监测

张会军　聂鹏　邱文苹

摘 要：该文介绍了101重水研究堆乏燃料外运前，需要进行的待运乏燃料组件选择，乏燃料组件看号翻转后装入吊篮，吊篮装入运输容器，乏燃料组件包壳破损检验等重水研究堆乏燃料吊装、外运前的辐射监测工作。在确保组件无破损无泄漏，运输容器的表面污染和剂量率水平符合国家运输标准（GB11806-2004）后方可运输。由于乏燃料中含有大量的放射性物质，具有很强的放射性，所以在整个乏燃料吊装过程中，进行严密的辐射防护监测，确保工作人员的辐射安全和环境安全，是非常重要的。

关键词：乏燃料组件 吊篮 运输容器 辐射防护监测

中图分类号：TL943 文献标识码：A 文章编号：1674-098X（2016）01（c）-0044-02

101重水研究堆（HWRR）是我国第一座反应堆，1958年6月反应堆达到临界，9月开始投入运行，2007年7月停止运行，已经运行了近50年。在反应堆运行期间，产生了大量的乏燃料组件，从堆芯卸出的乏燃料组件暂存在101保存水池。所有的乏燃料組件最终都需要运往并存放在兰州404中试厂水池内。为了保证乏燃料外运工作的安全、按计划实施，101堆制定了详细的辐射防护方案，对乏燃料外运工作全过程进行控制，并对取得的环境剂量场、组件破损检验、操作人员受照射剂量、容器表面剂量率等数据进行了分析。通过实施辐射防护方案确保了工作的安全完成，同时验证了方案的有效性。

1 辐射防护方案

1.1 分区管理

根据现场剂量率分布情况和历史数据，将厂房（包括厂房外西侧通道）区域设置为临时监督区或控制区，并在监督区、控制区设置辐射标志，禁止行人通行。

1.2 多道防护屏障

（1）佩戴个人剂量计、佩戴报警式剂量计。

现场工作人员佩戴个人剂量计、佩戴报警式剂量计，当现场剂量达到报警值时报警式剂量计报警提醒工作人员注意，每天工作结束后防护人员及时统计剂量数据，对数据进行分析，发现异常变化及时分析原因。

（2）设置远距离剂量仪表（增加一套）。

由于乏燃料组件吊运过程和乏燃料组件吊篮吊装进入运输容器过程属于强放操作，为了解乏燃料组件吊运和吊装过程中吊篮表面及附近环境的γ辐射剂量率设置两套远距离剂量仪表，确保数据准确、保证操作人员安全。

（3）防护人员现场监督、监测。

防护人员在乏燃料外运操作过程中进行现场监督、监测以确保工作人员的辐射安全和环境安全。

（4）制定实施《重水研究堆乏燃料装料、发运辐射防护规程》和《重水研究堆乏燃料、发运组件包壳破损检验操作规程》。对参加操作的工作人员进行规程培训和考核。

2 现场监测

2.1 工作现场3H、气溶胶总β监测

在乏燃料外运操作过程中，对保存水池空气中、101烟囱排放气体中的3H、气溶胶总β进行了监测。测量结果显示，与乏燃料外运操作前相比，没有明显增加。详细数据见表1。

2.2 操作前现场γ辐射剂量分布测量

101重水研究堆的保存水池，有4个乏燃料储存水池。从反应堆卸下的乏燃料分别储存在1～3号水池，4号水池为运输前乏燃料组件、吊篮的存放水池。乏燃料组件运输前的主要工作，都需要在保存水池和大厅进行。在待运乏燃料组件选择和吊运前，分别测量了保存水池盖板上的γ辐射剂量率和4个水池中的放射性核素浓度。

2.3 待运乏燃料组件挑选过程的辐射监测

为了监测乏燃料组件吊运过程的现场剂量水平，安装了远距离监测仪表，距组件位置约2 m。吊运时现场工作人员和防护人员撤出西大门外15 m处，远距离监视仪表，读取数据。在吊运过程中，任何人员严禁进入工作现场。在燃料组件完全进入4号水池后，运距离剂量仪表显示工作现场的γ辐射剂量率降低到本底水平。防护人员携带便携式仪表先进入现场测量γ辐射水平，经确认安全后，操作人员方可进入现场准备下一步工作。

2.4 水下抓取乏燃料组件看号翻转后装入吊篮过程中的辐射监测

在整个操作过程中，抓取组件的操作对水池现场辐射水平无明显影响，操作人员胸部剂量率为（2.3×10-2～7.4×10-2）mSv/h。

2.5 乏燃料组件吊篮吊装进入运输容器过程的辐射监测

因为吊篮吊装是强放操作，为了保证监测人员在吊装出现异常时，能够和工作人员一起制定出合理的解决方案，在吊篮附近临时安装了两台远距离监测仪表进行测量，了解吊装过程中吊篮表面和附近环境的γ辐射剂量率。测量距离不同，仪表量程不同，确保测量数据准确可靠。

2.6 RY-1A容器表面γ剂量率监测和表面污染检查

为防止运输容器在吊篮吊装过程中被污水污染表面，乏燃料装罐后对运输容器表面进行了全面的擦拭去污。采用湿式擦拭法取样，测量结果所有运输容器表面污染水平为（0～0.28）Bq/cm2，小于国家运输规定限值4 Bq/cm2，为了检验乏燃料运输容器的表面剂量率是否满足国家规定，使用FJ-347AX、γ剂量仪测量了运输容器表面γ剂量率。测量结果容器表面剂量率为（0.4～7.8）×10-2 mSv/h，小于国家运输规定限值2 mSv/h可以运输。

3 组件破损监测、分析

3.1 乏燃料工艺管冷却套管水中的放射性核素浓度分析

选择待运乏燃料组件后，首先分别取工艺管冷却套管水44 mL，使用低本底高纯锗γ能谱仪进行了核素分析。分析结果与以前取样测量结果相比，没有明显增高，可以初步认为乏燃料组件没有破损。

3.2 RY-1A型铅容器内乏燃料组件破损检查

选择运输的乏燃料组件需要存放在404中试厂的水池内。乏燃料组件的破损和泄漏，将会污染乏燃料保存水池中的冷却水，所以要求运输并准备储存的乏燃料组件无破损无泄漏。

在乏燃料中的主要放射性核素除了铀、鎿、钚等长寿命α核素外，主要的放射性核素包括90Sr、137Cs、144Ce、147Pm和85Kr等半衰期较长的核素。固体的裂变产物取样测量难度大，而且容易受到破损燃料组件泄漏物质的干扰。气体裂变产物85Kr是惰性气体，半衰期为10.73 a，β-衰变时，放出0.514MeV的特征γ射线；在环境空气中的浓度小于1 Bq/m3，在组件破损后扩散快，易于取样测量，所以通过测量运输容器中是否有85Kr来判断乏燃料组件是否破损泄漏。检查结果表明所有RY-1A型运输容器内乏燃料组件均无破损无泄漏。

4 历年乏燃料外运工作人员个人剂量的比较

1995—2013年，已经完成了7次101重水研究堆的乏燃料组件公路外运工作。乏燃料外运工作人员的个人剂量数据（表1）表明，2004年的集体剂量较1995年和1996年下降60%左右；经过分析发现，主要由于废旧工艺管的处理方式不同。前两次工作人员直接用手将剂量较强的工艺管折断装入废物桶，受到的辐射剂量较大。2004年采用切割机切割工艺管后，工作人员的个人外照射剂量有所下降。2008—2013年采用水下抓取乏燃料组件入吊篮后，工作人员的个人外照射剂量明显下降。

5 结语

在多次乏燃料外运工作中，通过不断改进操作方式、修订辐射防护方案、更新专用工器具等，大大提高了操作的安全性、稳定性，降低人员的受照射水平，从而确保了乏燃料外运的环境安全、燃料组件安全、人员安全、操作安全，为工作的按计划完成做出贡献。同时，验证了既定辐射方案和措施的有效性。

参考文献

[1] 仲言.重水研究堆[M].北京：原子能出版社，1988.

[2] 王庆，余荣.49-2反应堆、101堆“十一五”乏燃料装料外运可行性报告[R].中国原子能科学研究院，2002.

[3] 中华人民共和国国家标准.GB18871-202，电离辐射防护与辐射源安全基本标准[S].中国标准出版社，2002.