某核电厂燃料传输通道屏蔽计算与实施

朱敖正

【摘 要】中核运行某电厂厂三、四号机组的燃料传输通道，原设计有水泥砌块的屏蔽墙。但在施工阶段由于有管道穿过屏蔽墙，导致墙体留下孔洞和缝隙。装卸料期间，来自传输通道的辐射通过这些孔洞和缝隙，照射到隔离边界外。经过测量，三号机组隔离边界门处的最大剂量率为100mSv/h ，四号机组隔离边界门处的最大剂量率为183mSv/h 。上述数据远远超过了该处辐射分区剂量率的上限，极易造成附近工作人员的意外照射。本文通过对燃料组件的源项分析，考虑补充屏蔽的设计和实施，并给出了屏蔽改造前后的数据对比和结果评价。

【关键词】燃料传输通道；剂量率；屏蔽；设计；实施

中图分类号： TM623 文献标识码： A 文章编号： 2095-2457（2018）05-0007-003

【Abstract】Fuel transmission channels for unit 3 and 4 in CNNO，were shield with cement wall in original design. However，due to the pipeline during the construction phase through the shield wall，holes and gaps appear in the wall. During loading and unloading the fuel，radiation from the transmission channel through these holes and gaps，exposure out of the isolation boundary.After the measurement，the maximum dose rate at the isolation boundary gate in unit 3 is about 100mSv/h，and 183mSv/h in unit 4.These data is much more than the limits of those areas，and workers nearby can easily irradiate by γ-rays unexpected.This article analyzes the source of the fuel assembly，completes the design and implementation of supplemental shielding，and then gives the results of the evaluation and comparison of the data before and after the transformation of the shield.

【Key words】Fuel transmission channels；Dose rate；Shield；Design；Construction

1 問题的来源

1.1 燃料传输通道缺陷介绍

中核运行某电厂3、4号机组的燃料传输通道，位于反应堆厂房+8.00米的R410和R450房间。机组换料检修的装卸料期间，乏燃料组件通过该通道时，大量的射线透过管道，对周围空间形成照射。为了屏蔽来自传输通道的射线，工程公司在1、2号机组此区域进行改造，设计了水泥砌块的屏蔽墙（如图1所示）。在屏蔽墙外设置铁门，将传输通道区域作为红区隔离起来（隔离区外的环廊区域为黄区）。并在3、4号机组设计时考虑了1、2号机组的改进。

但是在土建和安装阶段，由于有管道穿过屏蔽墙，导致墙体留下孔洞和缝隙（现场实际情况如图2所示）。来自乏燃料的射线穿过这些孔洞，照射到隔离边界外，使得隔离区外的工作人员暴露在高剂量的辐射场中，甚至可能造成人员的超剂量照射。针对上述问题，本文详细介绍了缺陷消除的过程。

1.2 屏蔽改造前的测量数据

在三号机组第二次换料检修（以下简称302大修）和四号机组第一次换料检修（以下简称401大修）过程中，我们系统地测量了卸料期间隔离边界外的剂量水平。测量结果如表1、表2所示。

在302大修测量经验的基础上，401大修的测量数据更加全面。

机组换料检修期间，燃料转运通道隔离门外的环廊区域作为黄区管理。根据中核运行的管理程序《辐射控制分区管理》，黄区的环境剂量率上限为1mSv/h。具体分区情况见表3。

由表1、表2可见，12个测点仅有一个满足分区要求。并且，三号机组隔离边界门处的最大剂量率为100mSv/h，四号机组隔离边界门处的最大剂量率为183mSv/h。上述数据远远超过了该处辐射分区剂量率的上限，极易造成附近工作人员的意外照射。

2 源项分析和屏蔽设计

秦二厂三、四号机组目前的换料周期是12个月，停堆7天后开始换料。公司目前在积极申请长燃料循环，几年后会逐步过渡到18个月换料。为了缩短停堆换料的时间，以后可能争取从停堆4天后开始换料。考虑到上述两种情况，本文在做源项分析和屏蔽设计时保守地采用NPIC提供的18个月换料，停堆4天后乏燃料组件的γ源强作为设计源项。

2.1 燃料组件源项分析

乏燃料组件通过转运通道时，燃料包壳、通道管壁和组件与管壁之间的水屏蔽了绝大部分的阿尔法射线以及贝塔射线，以下的源项分析仅讨论伽马源项。表4为18个月换料、停堆4天后的乏燃料组件γ源项数据。

由上表可见，能量在0-0.5MeV之间的伽马射线占到总源强的77%。3.5MeV以上的伽马射线几乎可以忽略。

2.2 补充屏蔽的设计

由表1、表2可知，三号机组隔离边界处的最大剂量率为100 mSv/h，四号机组隔离边界处的最大剂量率为183mSv/h。补充屏蔽设计的目的就是试图将上述剂量率降低到1mSv/以下（黄区的上限值）。1.1式为宽束γ射线在物质中的衰减公式：

N=N0Be-uR （1.1）

式中N0为屏蔽前的剂量率，N为屏蔽后的剂量率，B为散射光子的累积因子，u为γ光子的线衰减系数，R为屏蔽层的厚度。

由式1.1可知，若屏蔽之后剂量率的衰减倍数为K，则：

K=N0/N=euRB-1 （1.2）

本次屏蔽拟采用铅作为屏蔽材料，通过查表《各向同性点源γ射线减弱倍数K所需的铅厚度（厘米）》[1]，可知需要的屏蔽厚度R。但是还需要确定伽马射线的能量。

由2.1节的源项分析可知，能量从0-20MeV的γ光子均占有一定份额。但是穿透能力最强的是3.0-4.0MeV的γ光子。屏蔽设计时，我们保守的考虑隔离边界处的剂量全部来自能量为3.0-4.0MeV的γ光子。

通过查表《各向同性点源γ射线减弱倍数K所需的铅厚度（厘米）》[1]，要将隔离边界处的最大剂量率100mSv/h和183mSv/h降低200倍（保守地考虑四号机组的情况），需要13.9厘米厚的铅。目前市场上常见的铅砖规格为162*100*60mm/块，所以最终确定用两层横放的铅砖组成屏蔽墙。

3 三、四号机组现场实施和改造前后的数据对比

按照上述补充屏蔽设计，通过秦二厂技术改造流程（技改编号：ENG2012-183），保健物理二处在302大修和401大修低低水位期间，消除了两台机组燃料传输通道的屏蔽缺陷。

3.1 三號机组现场实施

在三号机组，施工单位用铅砖封堵孔洞（从屏蔽墙到房顶），铅砖之间的缝隙用铅纤维填充。屏蔽墙与安全壳之间的缝隙，也用两层铅砖封堵。铅砖材质较软，为了防止堆砌的铅砖倒塌，施工单位用钢板将铅砖屏蔽体固定于屏蔽墙上。现场实施情况如图3所示。

屏蔽完成后，在302大修装料期间，我们按照卸料期间的测量方式，再次测量了剂量率数据，比对结果见表5。

通过补充屏蔽，距隔离门1.5米处的环境剂量率均降低到了黄区水平，但是隔离门处的剂量率仍然偏高。通过对现场布局的分析，我们认为是来自传输通道的伽马光子通过弹性散射，从屏蔽墙与构件池墙壁之间的通道折射出来（伽马光子具有波动性和粒子性双重性质，会通过康普顿散射与物质发生相互作用）。折射路径如下图红色箭头所示。

3.2 四号机组现场实施

在三号机组实践经验的基础上，我们在四号机组的传输通道和屏蔽墙之间，增加了一堵1.4米高的墙（墙体由两层铅砖组成），以此来防止伽马射线进入到屏蔽墙与构件池墙壁之间的通道。其余孔洞均使用两层铅砖封堵，砖块间的缝隙用铅纤维填充（与三号机组施工方式相同）。

补充屏蔽完成后，在401大修的装料期间，我们进行了验证测量。屏蔽前后的数据比对见表6。

4 改造效果评价

通过补充屏蔽设计和现场施工，三号机组燃料传输通道隔离边界处最大剂量率降低了一个量级，爬梯处的最大环境剂量率降低到了黄区的范围，装卸料期间的隔离可以设置在爬梯位置。

在四号机组，隔壁边界门上的三个测点，累积剂量降低到原来的0.4%，最大剂量率降低到原来的0.5%，改造效果更好于三号机组。通过补充屏蔽，装卸料期间不再需要任何隔离（工作人员只要不进入红区范围，均不会遭受意外照射）。

【参考文献】

[1]李星洪.【辐射防护基础】.1982年7月第一版.北京.原子能出版社.1982年.400-400页.