福清核电101大修辐射源项调查与分析

胡凌+郭行+李刚

摘 要：文章介绍了福建福清核电有限公司在101大修期间开展的源项调查工作的背景、方法、过程，并对调查结果进行了分析，提出了相关建议，为核电厂大修人员剂量控制提供思路。

关键词：源项调查；剂量控制；调查；分析

1 背景

核电站大修期间，现场部分管道表面的剂量率较高，对检修人员的职业照射贡献较大[1]。为了解管道内表面沉积的放射性核素的种类及其对剂量率的贡献，分析放射性核素的来源，研究采取相应的控制措施，进一步降低现场职业人员的受照辐射剂量，福清核电从101大修（1号机组首次大修）开始进行辐射源项的调查工作。包括两方面：（1）辐射源项测量，使用就地γ源项测量系统，对确定的测量点进行了现场就地γ谱的测量。（2）数据分析，完成现场就地γ谱的谱分析工作，最终确定管道内壁沉积的主要核素的种类、活度及各核素对管道表面剂量率的贡献。

2 测量方法

无损就地辐射源项测量方法是核设施在役期间职业照射源项调查的重要手段之一。通过现场测量可以获取两类数据：（1）γ谱，即特定测量条件下获得被测管道的γ测量谱；（2）管道表面剂量率。在获得被测管道的几何条件、材质、探测器有关参数等测量条件后，通过γ谱分析、效率刻度、活度计算等过程，可从γ测量谱中分析出管道内表面沉积的核素种类及其累积水平（内表面活度）。

在此基础上，可计算出管道内表面沉积的放射性核素在管道外表面产生的剂量率，从而了解不同放射性核素对工作场所剂量率的贡献。

本次调查分别使用了两套就地γ辐射源项测量系统。一是高纯锗（HPGe）就地γ辐射源项测量系统。二是碲锌镉（CZT）就地γ辐射源项测量系统。

根据被测对象周围空间大小、辐射水平高低选择相应的测量系统。高纯锗就地γ辐射源项测量系统能量分辨率好，探测效率高；碲锌镉就地γ辐射源项测量系统体积小巧，探测效率相对较低，适合高剂量场所。

考虑到现场其他辐射源会对测量结果产生干扰，故在探测器部分加上准直器/屏蔽体来降低上述影响。对某一具体被测管道，设定探测器相对被测管道的几何位置（距离、高度、测量角度）后，在管道外进行就地辐射测量，获得就地γ测量谱。

3 测量结果及分析

核电厂大修期间，检修人员受照剂量较大的工作主要集中在主冷却水、余热排出、化容控制等系统相关区域和设备。福清核电101 大修期间源项调查以这些系统设备为对象确定了21个测量点，分别进行了就地γ辐射源项测量及管道外接触剂量率的测量。

3.1 沉积源项及剂量率贡献

测量结果表明（以下表格内数据仅列相关系统的代表点位），福清101 大修期间，各管道中的Co-58和Cr-51的表面沉积活度较大；从核素剂量率贡献来看，Co-58是剂量率贡献的主要核素（见表1），贡献了大约80%左右。

通过表2可以看出在压水堆核电厂运行初期，Co-58在管道内表面的沉积活度远大于Co-60的沉积活度，剂量率贡献也主要来源于Co-58。

在主冷却剂系统中，Co-58为主要的沉積核素，其他次要核素有Co-60、Mn-54、Fe-59、Cr-51、Zr-95、Nb-95、Zn-65等核素。主系统其他管道内壁沉积的Co-58表面活度在105～106Bq/cm2量级范围，Co-60和Mn-54的沉积量基本上在103～104Bq/cm2量级。

余排系统中沉积的主要核素有Co-58、Zr-95、Nb-95、Mn-54、Fe-59和Co-60等。该系统中，Co-58沉积的表面活度在104Bq/cm2左右，比主系统沉积活度小一个量级。Co-58在余排连接管中沉积最多、余排泵上游管道中最少；Co-60则正好相反。

化容控制系统管道内壁沉积的主要核素是Co-58。在树脂床后管道、容控箱下游管道和上充泵出口管道中，Fe-59的含量也较多，其他次要核素有Co-60、Cr-51、Zr-95、Nb-95、Mn-54、Zn-65等。此外在树脂床后管道中测到了微量的Sb-124，在床后过滤器下游管道中发现了微量的Ag-110m。化容系统各管道沉积Co-58的表面活度比Co-60要大2个量级左右。

3.2 管道表面接触剂量率计算值与测量值的比较

基于沉积核素表面活度的测量值，可计算出管道中各沉积核素在管道外表面产生的剂量率计算值；在沉积源项现场测量过程中，也获取了管道表面剂量率。对比计算值与测量值，可为辐射源项测量结果的准确性判断提供一定的参考。

本次101大修源项调查各个测量管道表面接触剂量率计算值与测量值间的相对偏差见图1。从中可看出：除三环路热端（177.06%）、余排泵上游集管（-71.40%）、化容下泄管（-49.17%）、9TEP前贮槽泵上游（64.07%）四个管道的表面剂量率计算值与测量值偏差较大外，其他管道的偏差都在±40%以内。

4 剂量控制建议

核电厂工作人员职业照射的主要来自于大修期间，其中辐射源项（尤其是沉积在管道、设备内的活化腐蚀产物）是形成辐射场的来源。根据核电厂的运行经验，降低剂量的途径主要是：一是降低源项；二是有效的防护最优化措施。降低源项是剂量控制最直接和最根本的办法，但技术难点较大。防护最优化措施是通过现场辐射的测量、作业方案优化、剂量预评估、作业现场远程实时监控等手段，降低作业剂量。

（1）可参考美国EPRI的《标准辐射监测程序》建立适合各个核电厂的辐射指数测量方案，开展辐射指数测量工作。

（2）辐射源项数据在一定程度上也反映了核电系统运行状况、水化学控制、去污等措施的效果，持续开展辐射源项调查与分析，为了能够为下一步的源项减少工作提供足够的基础数据。

（3）对现有的个人和场所剂量数据进行统计，分析主要的剂量贡献作业种类（如搭建脚手架）和作业场所。并对关键作业进行跟踪调查，在此基础上可采取进一步的辐射防护管理措施。

（4）基于当前的3D模拟、虚拟现实等技术，建立核辐射作业场所的3D剂量模拟平台，具备作业现场条件、作业状态、作业路径的模拟，及作业剂量的快速计算的功能。实现作业培训、作业方案优化设计和剂量的预评估。

（5）建议建立一套核电作业现场辐射防护远程实时监控系统。将现场作业的视频、声音、剂量率等数据实时传输到辐射防护监控中心，管理人员可实时掌握作业现场的状态和剂量数据，并根据现场情况适当的调整作业计划，以达到降低集体剂量的目的。

（6）在源项数据分析的基础上，开展源项控制与减少的工作。为核电厂现场辐射防护，初步提供一套技术先进、可操作性强的技术支持系统，提高现场最优化水平、降低集体剂量。

5 结论及建议

综上所述，福清101大修期间各被测管道沉积源项，与同类型压水堆核电厂的沉积源项和沉积规律类似。Co-58是全系统中的主要沉积核素，对剂量率的贡献也最大。

根据这一特点，结合国际上主要的沉积源项管理项目现状，建议如下：

（1）重视并加强系统管道沉积源项数据的积累，为今后的源项降低与剂量控制等辐射防护措施的实施提供重要的基础数据。

（2）结合核电厂的设备材料参数、水化学数据、剂量率巡测数据、个人剂量数据等，综合分析、评价沉积源项的来源、沉积影响因素以及对职业照射剂量的影响。

（3）建议在停堆氧化运行前后开展沉积源项的测量，可进一步评价氧化运行措施的效果。

参考文献

[1]杨茂春，陈德淦.大亚湾核电站大修中职业照射控制的实践与经验[J].辐射防护，2004，24（3-4）.

[2]曹勤剑，郑建国，刘立业，等.压水堆核电站一回路系统的辐射源项及其测量简介[J].辐射防护通讯，2015，35（4）：38-41.

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