核电厂易活化非放设备辐射风险分析

薛 峰

(中广核核电运营有限公司，广东 深圳 518124)

0 引言

国内某核电厂发现蒸汽发生器所用保温不锈钢外壳被活化，接触剂量率为100～200 μSv/h；反应堆堆坑房间的保温盒被活化，接触剂量率最大400 μSv/h；某轮次大修期间执行“压力释放门检查”工作期间，发现压力释放门外的铁栅栏门及门锁被活化，现场测量接触剂量率达到400 μSv/h等。此类现象表明虽然某些金属设备不属于放射性系统或者没有与主回路冷却剂接触，但仍可能被中子活化而具有放射性(以下称为易活化非放设备)，因此控制区中还存在一些未被识别出的潜在放射性源项物质，并给控制区检修活动的辐射风险分析和防护带来隐患。

1 反应堆厂房功率运行期间中子分布评估

1.1 中子能谱分析

压水堆周围工作场所中子辐射由燃料棒内的235U裂变中子经过重生物屏蔽材料的慢化和散射形成，主要中子能量范围从热中子到10 MeV中子之间。通常包括三部分：0.4 eV以下(热中子)；0.4 eV～10 keV (1/En依赖的散射中子，En为中子能量，包括慢中子和中能中子)；10 keV～10 MeV (裂变中子及发生散射的中子，快中子)。

压水堆反应堆厂房的金属设备较多，这些金属材料中通常含有钴(Co)、镍(Ni)等元素，其中的59Co吸收热中子，经过俘获反应生成60Co，58Ni被快中子轰击，经过(n，p)反应生成58Co。

为了分析这些金属可能的活化情况，在反应堆厂房的各主要层面选择了测量点(见表1)，对这些点进行了中子能谱测量调查。

表1 反应堆厂房中子能谱测量点的描述

通过对调查的结果进行统计，各能区中子数目占比见表2。

表2 各能区中子数目占比 %

从中子能谱的测量结果来看，各测量点中子能谱有明显差异。1号测量点位置远离堆芯活性区，因此有较多的热中子。5号测量点与活性区之间屏蔽层较厚，所以热中子成分也较多，而其他4个测量点的热中子成分很少。热中子是引发核反应的主要中子活度，特别是直接影响到60Co的生成率。通过中子能谱数据数据分析可知，在不同的区域，均有热中子的存在，热中子的占比与屏蔽的厚度和距离堆芯的距离均有关系。总体而言距离堆芯越远占比越大；屏蔽厚度越大占比越大。

1.2 中子活化反应

经中子活化反应产物的某特征性放射性强度I (pps)，和样品中待测元素的含量W(g)成正比，而且也跟照射的中子束通量密度Φ(n/cm2·s)、探测器的效率ε成正比。在单能中子通量密度稳定的简单情况下，I可以表示为：

其中NA为阿伏伽德罗常数，A为待测元素原子量，Q为反应同位素在待测元素中的丰度，δ是活化截面，λ为这种放射性的衰变常数，其中（1-e-λt0）是饱和因子S，-eλt是衰变因子D，它们是由放射性的衰变特性决定的。

所以活化反应的速率在待测样品确定后，活化截面、衰变常数等也已经确定；对于核反应堆外的中子照射，只需要考虑照射中子束通量密度。中子通量密度即单位时间内通过垂直于中子运动方向的单位面积的中子数。对于同一能谱的中子，中子束通量密度越大，则反应率越大。

1.3 中子剂量率测量

为了检查控制区主要厂房关键系统及设备生物屏蔽的效果是否满足设计要求，并得到不同功率状态下反应堆厂房内从-3.4 m至24 m各层不同房间共计94个点位的中子的剂量率分布图，以反应堆厂房5 m为例，设置测量点进行测量。

对于235U，每次裂变平均放出2.43个中子。为了准确地对反应堆厂房的中子辐射水平进行评估，测量采用重量轻、灵敏度高的NSN3中子剂量率仪，该仪器为内充有机混合气体的正比计数器，其中子能量范围从0.025 eV至15 MeV，100 %功率运行期间反应堆厂房5 m的测量结果见表3。

表3 功率运行期间反应堆厂房5 m中子剂量率测量数据 mSv/h

总体分析越靠近堆芯，屏蔽层越少，活化的概率越高，比如45～48号点处于5 m内环廊，中子剂量率较高。为了快速甄别现场的非放物项，拟按照总体中子辐射水平剂量率来评估活化的可能性。

2 中子活化实例验证分析

2.1 实例

2.1.1 实例1

某核电厂大修期间执行“压力释放门检查”工作期间，发现压力释放门外的铁栅栏门及门锁被活化，现场测量接触剂量率达到400 μSv/h。

该门位置距离堆芯附近1 m左右，符合活化的特征，屏蔽层少、靠近堆芯、中子辐射剂量率大。

2.1.2 实例2

某核电厂大修期间，在进行反应堆厂房8 m内环某系统逆止阀维修过程外送阀瓣时，发现其被活化接触剂量率约为40 μSv/h，核素主要为60Co。

阀门位置在内环附近房间，符合活化的特征，屏蔽层少、靠近堆芯、中子辐射剂量率大。

2.1.3 实例3

某核电厂大修期间，在外送反应堆厂房内环某阀门的支架时，测得接触剂量率为489 nSv/h，主要核素为60Co和59Fe。支架的位置在8 m内环附近在蒸汽发生器的房间，符合活化的特征，屏蔽层少、靠近堆芯、中子辐射剂量率大。

2.2 材料核实

根据中子活化反应的原理可知，通常以中子反应截面来表示上述各种核反应的几率大小，该物理量是不同核素或者元素的特征量。在核电站现场非放射性系统使用的或没有与主回路冷却剂接触的金属材料大多为铁基合金(如不锈钢、铁等)，个别为铝合金、铜合金(如门锁)等。这些材料中通常会含有铁、钴、镍、铬、锰等核素。其中的钴(59Co)易活化且生成的60Co半衰期长，所以60Co为最需要关注的核素，同时也要关注58Fe，58Co等核素。

通过核实上述发现的支架、门锁均还有Co元素，通过γ谱分析也发现其主要核素为60Co。经过咨询，虽然部分金属无法确定是否含钴，但几乎所有的阀门和电机壳等均含钴。

2.3 活化实例分析说明

按照已经活化的区域R411/423/440分析具有如下信息：中子能量范围0.4 keV的中子大于2×105/s；中子剂量率大于100 mSv/h；可能含有钴、铁、镍元素成分的金属设备。因此拟定如下区域作为易活化非放设备关注区域(见表4)。

表4 反应堆厂房易活化非放设备关注区域

3 易活化非放设备检修辐射风险控制策略

传统上，辐射防护重点关注的是放射性系统设备的风险和防护，对于易活化非放设备检修工作没有充分重视。在大修过程中，易活化非放设备关注区域内的非放射性设备检修，存在辐射防护风险的作业主要有阀门解体、支架板切割打磨、其他金属材质设备转运及存放。上述工作的辐射安全风险大致为：

(1) 外照射风险。被活化的非放设备检修、存放、转运未经有效识别和管控。

(2) 表面污染风险、内污染风险。被活化的非放设备切割、打磨等操作产生粉尘。

(3) 放射性物品失控。被活化的非放设备运出控制区。

相应作业的辐射风险控制策略如下。

3.1 阀门解体的辐射风险控制策略

(1) 不涉及研磨操作的。按照非放射性系统阀门解体要求进行作业。

(2) 解体后需对阀瓣和阀座进行研磨操作的。拆装过程按照非放射性系统阀门解体要求进行作业，阀瓣应优先转运至低本底区域(按照非放物品转运)进行测量与识别其是否已被活化。

① 如识别后发现阀瓣未被活化，由于阀座和阀瓣位置紧靠，可认定阀座亦未被活化，则阀瓣和阀座均按照非放设备研磨要求进行作业。

② 如识别后发现阀瓣已被活化，可认定阀座亦被活化。

阀瓣研磨要求：禁止与放射性设备检修共享污染区，应在低本底区域设置污染检修作业区进行研磨操作，及时清理产生的粉尘(按放射性废物处理)，确保无粉尘遗留在阀瓣上。

阀座研磨要求：禁止与放射性设备检修共享污染区，研磨过程需对阀腔口进行封堵(将粉尘控制在阀腔内)，确保无粉尘溢出，人员使用乳胶手套、全面罩进行污染防护，研磨产生的粉尘需彻底去除(按放射性废物处理)，确保阀腔无残留。

3.2 切割打磨的辐射风险控制策略

(1) 原地切割打磨(不拆卸)。开工前由检修人员使用锉刀在需要加工的位置锉下少量粉尘完成取样，将样品运至低本底区域进行测量，判定其是否已被活化。

① 样品未被活化。按照非放射性检修要求进行作业。

② 样品已被活化。禁止与放射性设备检修共享污染区，布置密闭负压检修棚污染检修作业区，人员使用全面罩、乳胶手套、纸衣、塑料鞋套进行污染防护，切割打磨产生的铁屑、粉尘需彻底去除（按放射性废物处理），确保管道内部无残留。

(2) 转运至机加工处(无法原地处理)。

设备拆卸后如未发生结构破坏，则按非放设备转运至低本底区域；如已发生结构破坏，则应使用红色塑料布妥善包裹后转运至低本底区域；在低本底区域使用环境级剂量率仪器直接测量设备是否被活化。

① 未活化。按照非放要求转运和处理。

② 已活化。禁止转运至放射性/非放射性机加工车间进行切割打磨，应转运至低本底区域，布置密闭负压检修棚污染检修作业区，处理人员使用全面罩等附加用品进行污染防护，切割打磨使用非放设备。

3.3 金属材质设备转运及存放

未发生结构破坏的设备，按照非放物品转运至低本底区域；已发生结构破坏的设备，使用红色塑料布妥善包裹后，按照放射性物品转运至低本底区域；在低本底区域使用环境级剂量率直接测量其是否被活化。

(1) 控制区内转运及存放。

① 未被活化。直接按照非放物品转运要求进行转运、存放。

② 已被活化但未发生结构破损。直接转运即可，到达存放点应布置标准放射性物品存放场地，做好标识，执行定期巡检。禁止将活化物品长时间存放于公共区域或低本底待工点。

③ 已被活化且发生结构破损。应妥善包裹后再转运，到达存放点应做好标识，执行定期巡检。禁止将活化物品长时间存放于公共区域或低本底待工点。

(2) 运出控制区。

① 未被活化。直接按照非放物品运出控制区要求执行。

② 已被活化。禁止运至非控制区。如需转运至其他控制区，应按放射性物质转运要求，妥善包裹后方可转运，到达其他控制区存放点应布置标准放射性物品存放场地，做好标识，执行定期巡检。禁止将活化物品长时间存放于公共区域或低本底待工点。

4 结束语

以上对工作实践中发现的易活化非放设备存在放射性的情况进行了研究。从中子活化、设备材料分析着手，结合反应堆厂房中子能谱测量和中子剂量率测量数据，筛选出需要重点关注的设备元素(如钴、镍、铁)，划定反应堆厂房中离堆芯较近、屏蔽较少的区域作为重点关注区域。

对重点关注区域中易活化非放设备的外照射、表面污染、内污染和放射性物品失控等风险进行了充分的分析，制定了阀门解体、支架板切割打磨、其他金属材质设备转运及存放的详细风险控制和防护流程，并在实践中得到了应用。

长期以来辐射防护人员多关注的是放射性系统设备的辐射风险和防护。以上为现场易活化非放设备处理过程中的潜在污染源管控，为避免相关放射性物质的失控提供一种思路和方法。