CPR1000型核电机组反应堆厂房的中子能谱测量与分析

曲冰，刘保生，李秀川，张敬之，薛东帅

(辽宁红沿河核电有限公司，辽宁 大连，116001)

0 引言

反应堆现场中子能谱测量具有重要意义。在传统的CPR1000型核电机组设计中，通过获得的中子能谱可以评估反应堆设施的设计情况，并对未来设计新的堆型提供参考。此外，利用获取的中子能谱可得到准确的中子周围剂量当量和个人剂量当量等实用量，为现场工作人员提供更加准确的剂量评估数据。

对于辐射防护实用量和防护量来说，理论上讲，最准确的方法是获得准确中子能谱数据，然后利用中子注量-剂量当量转换系数或者中子能量-某器官组织的剂量转换系数给出中子周围剂量当量和中子个人剂量当量[1]。或者找到一种不依赖中子能量的探测器直接获得中子剂量，但是目前使用的中子剂量监测设备还不具备这种特性，其剂量特性对中子能量非常敏感。

目前用于区域剂量监测的中子剂量仪表和用于个人剂量监测的中子个人剂量计的剂量/能量响应均存在不同程度的缺陷[2]，在常规辐射场校准的中子剂量仪表用于反应堆等各种不同的工作场所时，由于两者中子能谱的巨大差异，常常低估或高估实际的剂量，极端情况会相差几个量级，非常不利于剂量人员的防护和成本的控制。

利用中子能谱测量仪对不同工作场所的中子能谱进行测量，了解现场中子能量和准确的剂量分布情况，为反应堆的设计以及工作场所剂量监测和人员受照剂量评估等提供重要依据。

目前以CPR1000为代表的压水堆核电机组中，会有一些工作要求在功率运行状态下进入反应堆厂房，此时反应堆厂房中有较高剂量率水平的中子照射，在这种情况下，中子照射对工作人员的影响[3]须引起关注，因此需要对一些关键场所在功率运行情况下的中子能谱分布进行测量，为执行这些工作的人员的中子照射防护提供参考，同时也有利于这些工作相关的辐射防护最优化实践[4]开展。

基于以上考虑，本次中子能谱测量工作利用两台反冲质子谱仪及一台便携式中子剂量仪表对某CPR1000型机组功率运行情况下反应堆厂房内6个不同标高处的中子能谱和中子周围剂量当量率进行了测量，并对结果进行了分析，为同类型机组现场中子能量分布提供参考数据。

1 测量装置

1.1 反冲质子谱仪

1H(n,p)1H反应截面是国际原子能机构(IAEA)推荐的标准截面之一，在很宽的能量范围内(0.1 keV～200 MeV)只产生弹性散射反应，并且反应截面准确度高，因此基于反冲质子测量原理的中子谱仪是目前中子能量分辨率较高的仪器。采用两台中子谱仪测量了现场中子能谱，分别是中子旋转谱仪和中子闪烁谱仪。

中子旋转谱仪[5]包括6个探头，CTR#0 、CTR#1、CTR#2、CTR#3为4个球形含氢正比计数器，探测目标1H(n,p)1H反应产生的反冲质子。随着中子能量的增加，探头内充入的高纯氢气压强增加，对1 MeV以上能区中子探头内还充入具有较高阻止本领的含氢气体，比如氩甲烷。通过对每个探头建立的中子能量响应矩阵，以及多道解谱程序给出中子能谱。CTR#4和CTR#5是有不同中子响应的球形3He正比计数器，利用3He对慢中子比较敏感的特性，测量热中子和超热中子。CTR#4通过3He(n,p)T核反应测量热中子；CTR#5的探测器灵敏区外表面具有特定设计的10B涂层，用于调整探测器的响应函数，达到测量超热中子的目的。6个探头分别配备电荷灵敏前置放大器、高压电源、主放大器等电子学器件，单独记录和处理信号，组合使用可覆盖热中子～4.5 MeV中子能量范围。电机可使探测器的支撑平面匀速转动，实现在谱仪覆盖面尺度对辐射场的均匀测量。

中子闪烁谱仪主要是为了扩展中子旋转谱仪的测量能区而专门设计。探头部分包括塑料闪烁体阵列、光电倍增管、光脉冲驱动器和高压电源。闪烁体尺寸的选择既考虑了系统的探测效率，同时又将探测单元对γ射线的灵敏度降到最低。数据获取模块包括成形放大器、模数转换器、显示器、键盘和系统电源。中子闪烁谱仪可测的中子能量范围为4.0～17 MeV。在一些特殊环境中使用时，通过温度稳定光脉冲产生器检查仪器的稳定性。

两台中子谱仪组合使用可给出测量点在热中子～17 MeV能量范围内的中子能谱和中子周围剂量当量率结果。

1.2 便携式中子剂量仪

采用日本富士公司生产的NSN3型便携式中子剂量仪进行中子周围剂量当量率测量。

该剂量仪每年定期由国防科技工业电离辐射一级计量站进行检定(检定证书编号：GFJGJL1005160000796)，以保证仪表测量的有效性。本次测量时(2016/10)，仪器在检定有效期(2016/04/14—2017/04/14)内。

2 现场测量及分析

2.1 测量点

测量选点为某CPR1000型机组反应堆厂房不同标高处的6个测量点。测量点位置描述见表1，平面图见图1。

表1 现场测量点的描述

(1) 测点1

(2) 测点2

(3) 测点3

(4) 测点4

(5) 测点5

(6) 测点6图1 测量点位平面图

选取这些测点主要是考虑：

(1) 部分测点位置可表征反应堆厂房内主要设备(如一回路主泵、蒸汽发生器、重要阀门)所在区域的中子照射情况；

(2) 部分测点位于工作人员行至设备过程中的必经路线上，对该行进过程中人员接受的中子照射有参考性。

2.2 中子能谱

将中子旋转谱仪和中子闪烁谱仪分别放置在测点1～测点6，然后同时开始测量。根据每个测量点中子辐射的强度设置测量采样时间，以满足各探测器的计数统计要求。

中子能谱测量结果如图2所示。

(1) 测点1

(2) 测点2

(3) 测点3

(4) 测点4

(5) 测点5

(6) 测点6图2 各测量点中子能谱

反应堆工作场所中子辐射来源于燃料棒内的235U裂变中子经过重生物屏蔽材料的慢化和散射形成，一般中子能量范围为热能～10 MeV。通常包括3部分： ①0.4eV以下(热中子能区)；②0.4 eV～10 keV(1/En依赖的散射中子，En为中子能量)；③10 keV～10 MeV(裂变中子及发生散射的中子)。

各测量点不同能区中子数及占比列于表2。

表2 各能区中子数目及占比

2.3 中子周围剂量当量率

将便携式中子剂量仪放置在测点1～测点6上，记录读数，取平均值作为该点的测量值。

中子剂量仪与反冲质子谱仪解谱后给出的中子周围剂量当量率结果列于表3。

表3 中子周围剂量当量率测量结果

3 结语

从中子能谱的测量结果来看，不同标高处的测量点中子能谱有明显差异。测点1位置远离堆芯活性区，因此有较多的热中子。测点5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。因此测点1和测点5的中子周围剂量当量率也是最小的。反应堆内热中子主要来自于中能中子和快中子的慢化散射，因此热中子成分多的测点1和测点5也有少量1/En依赖的散射中子，其他4个测点的很少。对于主泵间门口测点2和与中心活性区近似高度的测点4，10 keV～10 MeV范围的快中子成分占96%以上。每个测量点中几十 keV的中子数目都较多，这可能是金属材料在该能区内的共振反应造成的，比如56Fe在24 keV处有共振反应。测点2、测点4和测点6的中子能量分布很接近。

比较反冲质子谱仪和便携式中子仪表的测量结果发现，两种设备测量结果差异很大。测点1和测点5结果相差几倍，测点2、测点3、测点4和测点6的结果相差十几倍。分析认为，核岛内中子能量分布与仪器检定过程中的能量分布(检定时使用的镅铍源平均能量为4.1 MeV)有差异，进而影响测量时能量响应，是此次NSN3型仪器在核岛内部分区域能量分布环境下示值出现较大差异的原因。

根据所测得的中子能谱，可为后续功率运行情况下中子照射影响较大的区域内的工作提供防护参考，以便制定更有针对性的人员中子照射防护策略；同时也可为反应堆厂房一些设备(比如人员/设备气闸门视窗)的中子屏蔽改进提供设计依据。近年来国内部分科研院所开展了关于压水堆工作场所的模拟中子参考辐射场的研究，本文测量结果也可作为其模拟场的校准参考。