核电设备辐照老化鉴定方法研究

杨　晓， 郑开云

(上海发电设备成套设计研究院， 上海 200240)



核电设备辐照老化鉴定方法研究

杨晓， 郑开云

(上海发电设备成套设计研究院， 上海 200240)

摘要：介绍了核电厂内的辐照环境以及核辐射对设备损伤机理的分析，论述了核安全级设备的辐照老化鉴定方法以及辐照老化试验设施，并以核电厂安全壳电气贯穿件为例，探讨了辐照老化鉴定的分析计算及试验过程。

关键词：核电设备； 鉴定； 辐照老化；60Co源； 轫致辐射

根据核安全法规要求，核安全设备需要通过鉴定以证明该设备在核电厂寿期内(60年)，在各种预期的正常运行和事故工况下，能够履行规定的安全功能。我国正在积极发展核电，核电设备，特别是用于第三代核电机组的设备的国产化程度也在不断提高，核安全级设备鉴定的需求也相应快速增长。为确保核安全设备鉴定结果可靠、有效，鉴定方法研究和实践经验的积累至关重要。

由于核电厂内工作环境十分复杂，环境鉴定是设备鉴定的重要内容，其中位于核电厂安全壳内和部分壳外的设备，还需要考虑辐照老化对设备的影响。因此，在鉴定试验时需要将设备置于辐照场中经受其在实际核电厂正常运行和设计基准事故工况下可能受到的辐照剂量，以验证设备在核电厂的辐照环境下仍然可以执行其安全功能。

笔者介绍了核电厂内的辐照环境及核辐射对设备的损伤机理、辐照老化鉴定要求、辐照老化鉴定试验的辐照源，并且以核电厂安全壳电气贯穿件为例探讨了辐照老化鉴定过程。

1辐照环境及辐照老化

1.1 核电厂辐照环境

核电厂的辐照环境中包括α、β、γ和中子四种辐照射线类型。α射线的穿透性最差，在空气中的射程只有几厘米，因此它只对薄膜或直接接触的表面材料有显著作用；β射线的穿透能力较强，而γ射线的穿透性最强。大多数设备在其正常寿命周期中暴露在不同能量的γ辐射中，一部分设备暴露在不同能量的β和中子辐射中。绝大部分中子为反应堆反射层所阻挡，因此除对堆芯构件产生影响外，中子仅影响贴近反应堆布置的电仪设备，对绝大部分电仪设备而言，其辐照贡献是可以忽略的。在发生事故的环境下，包含较高水平的γ和β辐射；因此，对核安全设备的辐照老化试验主要考虑γ和β射线的辐照剂量[1]。核电厂中的设备受到照射的剂量是由设备所处的位置、辐射源的分布和屏蔽效应决定的。

1.2 辐照老化机理

核辐射对材料的影响效应主要有位移损伤和电离损伤两种形式。γ和β辐射通过电离损伤效应对有机材料造成辐照老化作用，但对无机材料无明显损伤。一般情况下，有机材料的工程特性随辐照剂量的增大而劣化，对于有机高分子材料，辐照损伤会引起长分子链断裂，使材料失去弹性、开裂、发生脆化，导致设备或部件机械性能、电气性能的下降。

1.3 辐照老化鉴定要求

通常，对于含有机材料的核安全设备，必须根据其所处的辐照环境，在鉴定序列中考虑辐照老化效应，并通过辐照老化试验和分析，证明其在受到核电厂正常运行和设计基准事故下的辐照作用后仍达到其规定的性能指标。

在鉴定大纲中，辐照老化鉴定方案应根据设备所处环境区域酌情考虑。以AP1000核电厂为例[2]，对于处于严苛环境中的设备，需要考虑正常运行和事故工况下的辐照；处于和缓环境区域的设备，一般不需要考虑辐照的影响；处于辐照严苛环境区域的设备，需要考虑正常运行工况的辐照。

2辐照老化试验设施

辐照老化的试验设施用于模拟核电厂的辐照环境。目前的辐照试验中，γ辐射由浓缩的同位素源，如60Co或137Cs提供，β辐射由电子加速器提供。不同类型的辐照可以分别进行，由于无法完全匹配能谱，辐照模拟试验通常是根据“相同剂量-相同损伤”的概念，用γ辐射的同位素源对敏感材料和部件提供其在真实电厂环境中所受辐照等量的或更高量的辐照剂量。美国的研究人员分别在60Co源和假设的LOCA(冷却剂丧失)事故中β和γ的混合辐照环境中进行试验，对分别得到的深度-剂量曲线进行比较，得到的结论证明了60Co源可以模拟反应堆电缆的化学和物理特性的衰减[1]。因此，可以用60Co源照射来模拟核电厂的辐照环境，以实现核设备的辐照老化试验。采用γ辐照代替β辐照，γ的总的合成剂量应保守性地与β总剂量等效。

3核电设备辐照老化鉴定实例

电气贯穿件安装在核电厂安全壳上，一端在壳内，另一端在壳外，其作用为贯穿安全壳的电气连接功能，并作为安全壳屏障的一部分。电气贯穿件中的馈通线、密封件、端子排等有机材料部件会受到辐照的影响而产生材料退化，因此电气贯穿件需要经受试验总剂量为正常运行期间的累积剂量和事故工况剂量之和的辐照老化试验，包括γ和β辐照。下文中，以电气贯穿件为例探讨辐照老化鉴定过程。

3.1 β辐照的等效处理

β辐射的穿透能力很大程度上取决于吸收材料的密度，非常致密的材料对阻停β辐射非常有效。例如1 MeV的β粒子在透明合成树脂中的最大穿透力约为3 mm，而在铁中的穿透力则减少到约为0.5 mm。但是β粒子受到屏蔽材料的阻停而骤然减速会产生轫致辐射，从而产生具有连续谱的X射线，这是非常低能量的γ辐射。

对于有金属层防护的情况，如电气贯穿件不锈钢端子箱的防护(见图1)，端子箱可以屏蔽β粒子，但被端子箱阻挡的β粒子由于打到靶物质上的相互作用而产生轫致辐射，因此有必要计算β射线在打到屏蔽层上后产生的轫致辐射的能量强度。对被屏蔽的有机材料进行辐照老化鉴定试验的总剂量应为正常运行和事故工况下的累积γ辐照剂量及β射线被屏蔽后产生的等效γ辐照剂量之和再加上裕量。

以下分别用经典理论计算和计算机模拟分析两种方法来评估β辐射受端子箱屏蔽后产生的轫致辐射的剂量。

3.1.1 经典理论计算

入射带电粒子在介质中每单位路径长度上损失的平均能量用阻止本领来表述。β粒子打到靶物质上的总阻止本领(Stot)分为辐射阻止本领(Srad)和碰撞阻止本领(Scol)，碰撞阻止本领对应电离损失，记作col；辐射阻止本领对应轫致辐射损失，记作rad。产生的Srad对Scol的比例是：

(1)

Stot=Srad+Scol

(2)

(3)

式中：EK0为入射β粒子的初始动能，MeV。

由式(1)、式(2)和式(3)得到：

(4)

计算电气贯穿件端子箱的屏蔽效应，端子箱的材质是316L不锈钢，其主要成分为67%铁、18%铬和15%镍，铁、铬、镍的原子序数分别为26、24、28。因为原子序数越大，产生的轫致辐射能量越大，出于保守，取最大的原子序数28。核衰变的β粒子能量一般为0～3 MeV，取其最大值3 MeV，代入式(4)计算得到Rrad= 0.049。因此使用β能量的最大极值得到产生的轫致辐射能量是入射β能量的4.9%。

3.1.2 计算机模拟

采用蒙特卡罗数值模拟计算方法，用计算粒子输运和与物质相互作用的工具——Fluka软件来模拟分析β辐照的屏蔽效应。将电气贯穿件端子箱视作一个立方体，忽略内部构件，辐射敏感区包括整个端子箱内部空间。同样保守假设β粒子能量为3 MeV。考虑射线同时从端面和四个侧面方向平行束均匀入射，总辐照剂量为270 Mrad(设计基准事故β辐照总剂量)。电气贯穿件端子箱的β辐射屏蔽计算模型见图2。

经过计算机模拟，从端面的轫致辐强度最大，所以图3给出了屏蔽后端子箱前端板内表面附近空气中辐射剂量分布曲线，空气中辐射剂量的最高点为0.52 Mrad，平均辐射剂量为0.38 Mrad。

用计算和软件分析两种方法得到的轫致辐射的剂量均远小于入射的β辐射剂量的10%，出于保守考虑，在实际对电气贯穿件进行辐照老化试验时将β辐照入射剂量等效为10%的γ辐照剂量。

3.2 辐照老化试验

辐照老化试验总的剂量包括γ辐照剂量和等效β辐照剂量，以及规定的裕量。

在中科院上海辐照中心进行电气贯穿件馈通线的辐照老化试验。该基地的60Co源为双栅板源，试验样品置于两块板源之间的搁架上，根据试样所处位置的剂量率确定试验时间，使试样最终受到试验要求的总剂量的照射。辐照厅的示意图见图4。由于60Co的γ射线能量高、穿透力强，一般采用钢筋混凝土建造辐照试验室，并且在试验室入口处设迂回通道，以防止γ射线的散射影响到操作控制室[4]。

在经过辐照老化试验后，电气贯穿件馈通线表面无异常变化，并且通过了随后进行的功能试验，各项性能指标达到规定值，证明电气贯穿件通过了辐照老化鉴定试验。

4结语

笔者通过对核电厂内的辐照环境以及辐射对设备损伤机理的分析，论述了核电厂安全壳内的含有机材料的设备需要进行辐照老化鉴定的必要性以及辐照试验设施辐照源的选取原则。以核电厂安全壳电气贯穿件的辐照老化鉴定为例，对β辐射受到金属层屏蔽后产生的韧致辐射进行了计算和分析，成功地将β辐射转换为等效的γ辐射，并介绍了电气贯穿件采用60Co源进行γ射线辐照老化试验的实施过程。由于核电厂中不同设备的结构和材料有所不同，所以辐照剂量的确定应结合实际情况全面分析，并考虑现有的试验设施能力制定和优化试验方案。

参考文献：

[1] Bruce M B, Davis M V. EPRI NP-2129: Radiation effects on organic materials in nuclear plants[R]. California, US: Electric Power Research Institute, 1981.

[2] 林诚格.非能动安全先进压水堆核电技术[M]. 北京：原子能出版社，2010：942-945.

[3] Ervin B. Podgoršak. Radiation physics for medical physicists[M]. Germany: Springer-Verlag Berlin Heidelberg, 2006：156-158.

[4] 邢晓春.伽玛辐照室及附属设施的建筑设计[J]. 东南大学学报, 1998, 28(4)：70-76.

Investigation on Qualification Method for Radiation Aging of Nuclear Equipment

Yang Xiao, Zheng Kaiyun

(Shanghai Power Equipment Research Institute, Shanghai 200240, China)

Abstract：An introduction is presented to the radiation environment in nuclear power plant and the damage mechanism of radiation to the equipment, together with a description to the radiation aging qualification for nuclear safety-related equipment and the radiation aging test facilities. As an example, the qualification method for reactor electrical penetrations is discussed, covering the calculation, analysis and test process of radiation aging qualification.

Keywords：nuclear equipment qualification; radiation aging;60Co source; bremsstrahlung

收稿日期：2015-11-02

基金项目：国家科技重大专项(2013ZX06005004)

作者简介：杨晓(1976—)，女，工程师，主要从事核电设备鉴定工作。E-mail: yangxiao@speri.com.cn

中图分类号：TM623.4

文献标志码：A

文章编号：1671-086X(2016)03-0156-04