船用堆包壳破损状态下稳压器高点放气放射性后果分析∗

刘海鹏 王 伟 宋 超 陈玉清

（1.海军装备部 北京 100841）（2.海军工程大学核科学技术学院 武汉 430033）

1 引言

按ICRP60号报告推荐，放射性职业人员剂量限值为有效剂量5年100mSv，平均每年20mSv，但是任何一年不能超过50mSv。公众的剂量限值为每年1mSv［1～2］。反应堆冷停后，再次启动前均要进行堆舱检查，稳压器高点放气作为堆舱检查的重要内容之一，通常是船员进入堆舱后首先要完成的操作，伴随着高点放气，稳压器内的惰性气体将释放入堆舱中，从而对船员造成外照射辐射照射威胁［3～4］。目前缺乏因堆舱检查高点放气对船员辐射安全的影响研究，值得关注的是在包壳破损状态下，放射性物质的释放量显著提高［5～6］，增加了稳压器高点放气的辐照危害。本文通过自主编写稳压器高点放气剂量计算模型，并耦合MELCOR程序的方式，实现了包壳破损状态下堆舱放射性计算的目的。考虑到放射性衰变作用，停堆后稳压器内的放射性物质存量不断减少［7］，因此，停堆时间对稳压器高点放气放射性后果具有直接影响，本文在评估停堆时间对放射性后果影响的基础上，进一步分析评估了船员因堆舱检查受到的年累积剂量，从而为辐射防护策略的制定奠定基础。

2 放射性计算建模

为了研究包壳破损后稳压器高点放气的放射性问题，建立了以下放射性分析模型：1）高点放气后堆舱内放射性活度模型；2）高点放气后堆舱内剂量计算模型。计算中考虑的放射性物质主要为KR-85m、KR-85、KR-87、KR-88、XE-133m、XE-133、I-133、I-135，从而实现惰性气体的放射性计算［8～9］。

2.1 高点放气后堆舱内放射性活度模型

Ad，i为堆舱内惰性气体的放射性活度；Ad，i0为高点放气后堆舱内惰性气体初始放射性活度；λi惰性气体衰变常数；t1为堆舱检查时间（上述惰性气体不包含KR-85、XE-133、XE-135三种核素）。

因挥发性物质溶于稳压器的水中，高点放气时只认为惰性气体释放到了堆舱内［10，12］，堆舱内放射性计算模型不考虑I-133、I-135衰变成XE-133、XE-135的物理过程。

Ad，Kr85、Ad，Xe133、Ad，Xe135分别为高点放气后堆舱内KR-85、XE-133、XE-135三种核素的放射性活度，Bq/Mw；Ad0，Kr85、Ad0，Xe133、Ad0，Xe135分别为高点放气后堆舱内KR-85、XE-133、XE-135三种核素的初始放射性活度，Bq/Mw；λKr85、λXe133、λXe135分别为KR-85、XE-133、XE-135三种核素的衰变常数，s-1。

2.2 高点放气后堆舱内剂量计算模型

Dd，t2为t2时刻堆舱外照射剂量率；Si为惰性气体外照射剂量转换因子（不包含KR-85、XE-133、XE-135三种核素）；SKr85、SXe133、SXe135分别为KR-85、XE-133、XE-135三种核素的外照射剂量转换因子。

Dd为高点放气后t1时间段内堆舱总外照射剂量。

3 停堆后剂量衰减分析

由图1可见，放射性核素具有衰变特性，因此，堆舱检查时因稳压器高点放气船员所受外照射剂量随停堆时间的增加而减少，停堆初期半衰期短的核素大量衰变，外照射剂量衰减较快，随着停堆时间的延长，中长半衰期的核素发挥主要作用，外照射剂量衰减减慢。结合表2可见，停堆后第3天进行堆舱检查，因高点放气导致的外照射剂量已经降低至约为停堆初期的50%；停堆后第7天，该外照射剂量已经降低至约为停堆初期的25%。一周后，放射性剂量衰减速率开始减慢，停堆后第15天进行堆舱检查，该外照射剂量降低至约为停堆初期的8.8%；停堆后第30天，该外照射剂量已经降低至约为停堆初期的1.2%。

图1 停堆后堆舱检查外照射剂量衰减百分比

表2 停堆后堆舱检查外照射剂量衰减百分比

4 船员累积外照射剂量分析

本文在计算年累积剂量时，考虑停堆后10天内放射性的衰变，评估船员因高点放气受到的外照射危害，结论具有保守性。堆舱检查时间设定为4h，年均启堆次数按12次进行分析。

4.1 燃料包壳破损1根放射性分析

表3为包壳破损1根时，稳压器高点放气后的外照射剂量，计算均考虑了一年内有3次在冷停堆后3天内启堆这种罕见情况，高点放气后外照射累积剂量为22.01mSv，超出20.0mSv剂量限值2.01mSv，但远低于任何一年均不能超过50.0mSv的剂量限值。

表3 包壳破损1根高点放气后外照射剂量

假设船用堆实际运行中未发生冷停堆后3天内启堆的情况，表4为包壳破损1根时，稳压器高点放气后的外照射剂量，累积剂量大小为17.41mSv，比20.0mSv的剂量限值低了2.59mSv。船员的辐射安全能够得到保证。

表4 包壳破损1根高点放气后外照射剂量

4.2 燃料包壳破损7根放射性分析

表5为包壳破损7根时，稳压器高点放气后的外照射剂量，计算假设反应堆的冷停堆天数在7～18天之间，高点放气后外照射累积剂量为58.02mSv，比20.0mSv的剂量限值高出了38.08mSv，但略高于任何一年均不能超过50.0mSv的剂量限值。严重威胁到船员的外照射辐射安全。

表5 包壳破损7根高点放气后外照射剂量

5 应对船员堆舱检查外照射措施研究

计算假设堆舱检查时间为4h，导致船员受到辐照时间较长。稳压器高点放气在堆舱检查快结束时进行，计算假设稳压器高点放气后10min内船员离开堆舱，选择包壳破损当量为7根的情况，对稳压器高点放气导致的辐射安全问题进行重新评估。

表6为包壳破损7根时，稳压器高点放气后10min内船员离开堆舱，年启堆次数12次，船员受到的年累积剂量当量。高点放气后外照射累积剂量为6.35mSv，低于20.0mSv的剂量限值13.65mSv。采用本文建议的堆舱检查时机，船员的辐射安全在包壳破损当量小于7根时仍能够得到保证。

表6 包壳破损7根高点放气后外照射剂量

6 结语

1）在进行堆舱检查高点放气操作时，停堆时间的长短对船员外照射的影响较为显著，停堆后一周内再次启堆，对船员的外照射影响远大于停堆后一周后启堆的情况，75%的外照射放射性在停堆后一周内衰减消失。

2）包壳破损1根，只要冷停堆后三天内未再次进行堆舱检查，稳压器高点放气后船员受到的年累积剂量不会超过20.0mSv的剂量限值，船员辐射安全是能够得到保证的。

3）包壳破损7根，即使冷停堆天数均在一周以上才启堆，船员堆舱检查时的外照射剂量仍会超过任何一年均不能超过50.0mSv的剂量限值。

4）建议稳压器高点放气在堆舱检查快结束时进行，高点放气后10min内船员离开堆舱。即使包壳破损当量高达7根，一年内有3次在冷停堆后3天内启堆这种罕见情况，高点放气后船员所受外照射年累积剂量仅为6.35mSv，低于20.0mSv的剂量限值13.65mSv，船员在包壳破损状态下的辐射安全能够得到保证。