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(xiàng)調(diào)查工作的背景、方法、過程，并對(duì)調(diào)查結(jié)果進(jìn)行了分析，提出了相關(guān)建議，為核電廠大修人員劑量控制提供思路。

關(guān)鍵詞：源項(xiàng)調(diào)查；劑量控制；調(diào)查；分析

1 背景

核電站大修期間，現(xiàn)場(chǎng)部分管道表面的劑量率較高，對(duì)檢修人員的職業(yè)照射貢獻(xiàn)較大[1]。為了解管道內(nèi)表面沉積的放射性核素的種類及其對(duì)劑量率的貢獻(xiàn)，分析放射性核素的來源，研究采取相應(yīng)的控制措施，進(jìn)一步降低現(xiàn)場(chǎng)職業(yè)人員的受照輻射劑量，福清核電從101大修（1號(hào)機(jī)組首次大修）開始進(jìn)行輻射源項(xiàng)的調(diào)查工作。包括兩方面：（1）輻射源項(xiàng)測(cè)量，使用就地γ源項(xiàng)測(cè)量系統(tǒng)，對(duì)確定的測(cè)量點(diǎn)進(jìn)行了現(xiàn)場(chǎng)就地γ譜的測(cè)量。（2）數(shù)據(jù)分析，完成現(xiàn)場(chǎng)就地γ譜的譜分析工作，最終確定管道內(nèi)壁沉積的主要核素的種類、活度及各核素對(duì)管道表面劑量率的貢獻(xiàn)。

2 測(cè)量方法

無損就地輻射源項(xiàng)測(cè)量方法是核設(shè)施在役期間職業(yè)照射源項(xiàng)調(diào)查的重要手段之一。通過現(xiàn)場(chǎng)測(cè)量可以獲取兩類數(shù)據(jù)：（1）γ譜，即特定測(cè)量條件下獲得被測(cè)管道的γ測(cè)量譜；（2）管道表面劑量率。在獲得被測(cè)管道的幾何條件、材質(zhì)、探測(cè)器有關(guān)參數(shù)等測(cè)量條件后，通過γ譜分析、效率刻度、活度計(jì)算等過程，可從γ測(cè)量譜中分析出管道內(nèi)表面沉積的核素種類及其累積水平（內(nèi)表面活度）。

在此基礎(chǔ)上，可計(jì)算出管道內(nèi)表面沉積的放射性核素在管道外表面產(chǎn)生的劑量率，從而了解不同放射性核素對(duì)工作場(chǎng)所劑量率的貢獻(xiàn)。

本次調(diào)查分別使用了兩套就地γ輻射源項(xiàng)測(cè)量系統(tǒng)。一是高純鍺（HPGe）就地γ輻射源項(xiàng)測(cè)量系統(tǒng)。二是碲鋅鎘（CZT）就地γ輻射源項(xiàng)測(cè)量系統(tǒng)。

根據(jù)被測(cè)對(duì)象周圍空間大小、輻射水平高低選擇相應(yīng)的測(cè)量系統(tǒng)。高純鍺就地γ輻射源項(xiàng)測(cè)量系統(tǒng)能量分辨率好，探測(cè)效率高；碲鋅鎘就地γ輻射源項(xiàng)測(cè)量系統(tǒng)體積小巧，探測(cè)效率相對(duì)較低，適合高劑量場(chǎng)所。

考慮到現(xiàn)場(chǎng)其他輻射源會(huì)對(duì)測(cè)量結(jié)果產(chǎn)生干擾，故在探測(cè)器部分加上準(zhǔn)直器/屏蔽體來降低上述影響。對(duì)某一具體被測(cè)管道，設(shè)定探測(cè)器相對(duì)被測(cè)管道的幾何位置（距離、高度、測(cè)量角度）后，在管道外進(jìn)行就地輻射測(cè)量，獲得就地γ測(cè)量譜。

3 測(cè)量結(jié)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(tǒng)相關(guān)區(qū)域和設(shè)備。福清核電101 大修期間源項(xiàng)調(diào)查以這些系統(tǒng)設(shè)備為對(duì)象確定了21個(gè)測(cè)量點(diǎn)，分別進(jìn)行了就地γ輻射源項(xiàng)測(cè)量及管道外接觸劑量率的測(cè)量。

3.1 沉積源項(xiàng)及劑量率貢獻(xiàn)

測(cè)量結(jié)果表明（以下表格內(nèi)數(shù)據(jù)僅列相關(guān)系統(tǒng)的代表點(diǎn)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(xiàn)來看，Co-58是劑量率貢獻(xiàn)的主要核素（見表1），貢獻(xiàn)了大約80%左右。

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

在主冷卻劑系統(tǒng)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(tǒng)其他管道內(nèi)壁沉積的Co-58表面活度在105～106Bq/cm2量級(jí)范圍，Co-60和Mn-54的沉積量基本上在103～104Bq/cm2量級(jí)。

余排系統(tǒng)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(tǒng)中，Co-58沉積的表面活度在104Bq/cm2左右，比主系統(tǒng)沉積活度小一個(gè)量級(jí)。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(tǒng)管道內(nèi)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，F(xiàn)e-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(cè)到了微量的Sb-124，在床后過濾器下游管道中發(fā)現(xiàn)了微量的Ag-110m?；菹到y(tǒng)各管道沉積Co-58的表面活度比Co-60要大2個(gè)量級(jí)左右。

3.2 管道表面接觸劑量率計(jì)算值與測(cè)量值的比較

基于沉積核素表面活度的測(cè)量值，可計(jì)算出管道中各沉積核素在管道外表面產(chǎn)生的劑量率計(jì)算值；在沉積源項(xiàng)現(xiàn)場(chǎng)測(cè)量過程中，也獲取了管道表面劑量率。對(duì)比計(jì)算值與測(cè)量值，可為輻射源項(xiàng)測(cè)量結(jié)果的準(zhǔn)確性判斷提供一定的參考。

本次101大修源項(xiàng)調(diào)查各個(gè)測(cè)量管道表面接觸劑量率計(jì)算值與測(cè)量值間的相對(duì)偏差見圖1。從中可看出：除三環(huán)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(gè)管道的表面劑量率計(jì)算值與測(cè)量值偏差較大外，其他管道的偏差都在±40%以內(nèi)。

4 劑量控制建議

核電廠工作人員職業(yè)照射的主要來自于大修期間，其中輻射源項(xiàng)（尤其是沉積在管道、設(shè)備內(nèi)的活化腐蝕產(chǎn)物）是形成輻射場(chǎng)的來源。根據(jù)核電廠的運(yùn)行經(jīng)驗(yàn)，降低劑量的途徑主要是：一是降低源項(xiàng)；二是有效的防護(hù)最優(yōu)化措施。降低源項(xiàng)是劑量控制最直接和最根本的辦法，但技術(shù)難點(diǎn)較大。防護(hù)最優(yōu)化措施是通過現(xiàn)場(chǎng)輻射的測(cè)量、作業(yè)方案優(yōu)化、劑量預(yù)評(píng)估、作業(yè)現(xiàn)場(chǎng)遠(yuǎn)程實(shí)時(shí)監(jiān)控等手段，降低作業(yè)劑量。

（1）可參考美國(guó)EPRI的《標(biāo)準(zhǔn)輻射監(jiān)測(cè)程序》建立適合各個(gè)核電廠的輻射指數(shù)測(cè)量方案，開展輻射指數(shù)測(cè)量工作。

（2）輻射源項(xiàng)數(shù)據(jù)在一定程度上也反映了核電系統(tǒng)運(yùn)行狀況、水化學(xué)控制、去污等措施的效果，持續(xù)開展輻射源項(xiàng)調(diào)查與分析，為了能夠?yàn)橄乱徊降脑错?xiàng)減少工作提供足夠的基礎(chǔ)數(shù)據(jù)。

（3）對(duì)現(xiàn)有的個(gè)人和場(chǎng)所劑量數(shù)據(jù)進(jìn)行統(tǒng)計(jì)，分析主要的劑量貢獻(xiàn)作業(yè)種類（如搭建腳手架）和作業(yè)場(chǎng)所。并對(duì)關(guān)鍵作業(yè)進(jìn)行跟蹤調(diào)查，在此基礎(chǔ)上可采取進(jìn)一步的輻射防護(hù)管理措施。

（4）基于當(dāng)前的3D模擬、虛擬現(xiàn)實(shí)等技術(shù)，建立核輻射作業(yè)場(chǎng)所的3D劑量模擬平臺(tái)，具備作業(yè)現(xiàn)場(chǎng)條件、作業(yè)狀態(tài)、作業(yè)路徑的模擬，及作業(yè)劑量的快速計(jì)算的功能。實(shí)現(xiàn)作業(yè)培訓(xùn)、作業(yè)方案優(yōu)化設(shè)計(jì)和劑量的預(yù)評(píng)估。

（5）建議建立一套核電作業(yè)現(xiàn)場(chǎng)輻射防護(hù)遠(yuǎn)程實(shí)時(shí)監(jiān)控系統(tǒng)。將現(xiàn)場(chǎng)作業(yè)的視頻、聲音、劑量率等數(shù)據(jù)實(shí)時(shí)傳輸?shù)捷椛浞雷o(hù)監(jiān)控中心，管理人員可實(shí)時(shí)掌握作業(yè)現(xiàn)場(chǎng)的狀態(tài)和劑量數(shù)據(jù)，并根據(jù)現(xiàn)場(chǎng)情況適當(dāng)?shù)恼{(diào)整作業(yè)計(jì)劃，以達(dá)到降低集體劑量的目的。

（6）在源項(xiàng)數(shù)據(jù)分析的基礎(chǔ)上，開展源項(xiàng)控制與減少的工作。為核電廠現(xiàn)場(chǎng)輻射防護(hù)，初步提供一套技術(shù)先進(jìn)、可操作性強(qiáng)的技術(shù)支持系統(tǒng)，提高現(xiàn)場(chǎng)最優(yōu)化水平、降低集體劑量。

5 結(jié)論及建議

綜上所述，福清101大修期間各被測(cè)管道沉積源項(xiàng)，與同類型壓水堆核電廠的沉積源項(xiàng)和沉積規(guī)律類似。Co-58是全系統(tǒng)中的主要沉積核素，對(duì)劑量率的貢獻(xiàn)也最大。

根據(jù)這一特點(diǎn)，結(jié)合國(guó)際上主要的沉積源項(xiàng)管理項(xiàng)目現(xiàn)狀，建議如下：

（1）重視并加強(qiáng)系統(tǒng)管道沉積源項(xiàng)數(shù)據(jù)的積累，為今后的源項(xiàng)降低與劑量控制等輻射防護(hù)措施的實(shí)施提供重要的基礎(chǔ)數(shù)據(jù)。

（2）結(jié)合核電廠的設(shè)備材料參數(shù)、水化學(xué)數(shù)據(jù)、劑量率巡測(cè)數(shù)據(jù)、個(gè)人劑量數(shù)據(jù)等，綜合分析、評(píng)價(jià)沉積源項(xiàng)的來源、沉積影響因素以及對(duì)職業(yè)照射劑量的影響。

（3）建議在停堆氧化運(yùn)行前后開展沉積源項(xiàng)的測(cè)量，可進(jìn)一步評(píng)價(jià)氧化運(yùn)行措施的效果。

參考文獻(xiàn)

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

[2]曹勤劍，鄭建國(guó)，劉立業(yè)，等.壓水堆核電站一回路系統(tǒng)的輻射源項(xiàng)及其測(cè)量簡(jiǎn)介[J].輻射防護(hù)通訊，2015，35（4）：38-41.

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