船用堆包殼破損狀態(tài)下穩(wěn)壓器高點放氣放射性后果分析?

劉海鵬 王 偉 宋 超 陳玉清

（1.海軍裝備部 北京 100841）（2.海軍工程大學(xué)核科學(xué)技術(shù)學(xué)院 武漢 430033）

1 引言

按ICRP60號報告推薦，放射性職業(yè)人員劑量限值為有效劑量5年100mSv，平均每年20mSv，但是任何一年不能超過50mSv。公眾的劑量限值為每年1mSv［1～2］。反應(yīng)堆冷停后，再次啟動前均要進行堆艙檢查，穩(wěn)壓器高點放氣作為堆艙檢查的重要內(nèi)容之一，通常是船員進入堆艙后首先要完成的操作，伴隨著高點放氣，穩(wěn)壓器內(nèi)的惰性氣體將釋放入堆艙中，從而對船員造成外照射輻射照射威脅［3～4］。目前缺乏因堆艙檢查高點放氣對船員輻射安全的影響研究，值得關(guān)注的是在包殼破損狀態(tài)下，放射性物質(zhì)的釋放量顯著提高［5～6］，增加了穩(wěn)壓器高點放氣的輻照危害。本文通過自主編寫穩(wěn)壓器高點放氣劑量計算模型，并耦合MELCOR程序的方式，實現(xiàn)了包殼破損狀態(tài)下堆艙放射性計算的目的。考慮到放射性衰變作用，停堆后穩(wěn)壓器內(nèi)的放射性物質(zhì)存量不斷減少［7］，因此，停堆時間對穩(wěn)壓器高點放氣放射性后果具有直接影響，本文在評估停堆時間對放射性后果影響的基礎(chǔ)上，進一步分析評估了船員因堆艙檢查受到的年累積劑量，從而為輻射防護策略的制定奠定基礎(chǔ)。

2 放射性計算建模

為了研究包殼破損后穩(wěn)壓器高點放氣的放射性問題，建立了以下放射性分析模型：1）高點放氣后堆艙內(nèi)放射性活度模型；2）高點放氣后堆艙內(nèi)劑量計算模型。計算中考慮的放射性物質(zhì)主要為KR-85m、KR-85、KR-87、KR-88、XE-133m、XE-133、I-133、I-135，從而實現(xiàn)惰性氣體的放射性計算［8～9］。

2.1 高點放氣后堆艙內(nèi)放射性活度模型

Ad，i為堆艙內(nèi)惰性氣體的放射性活度；Ad，i0為高點放氣后堆艙內(nèi)惰性氣體初始放射性活度；λi惰性氣體衰變常數(shù)；t1為堆艙檢查時間（上述惰性氣體不包含KR-85、XE-133、XE-135三種核素）。

因揮發(fā)性物質(zhì)溶于穩(wěn)壓器的水中，高點放氣時只認為惰性氣體釋放到了堆艙內(nèi)［10，12］，堆艙內(nèi)放射性計算模型不考慮I-133、I-135衰變成XE-133、XE-135的物理過程。

Ad，Kr85、Ad，Xe133、Ad，Xe135分別為高點放氣后堆艙內(nèi)KR-85、XE-133、XE-135三種核素的放射性活度，Bq/Mw；Ad0，Kr85、Ad0，Xe133、Ad0，Xe135分別為高點放氣后堆艙內(nèi)KR-85、XE-133、XE-135三種核素的初始放射性活度，Bq/Mw；λKr85、λXe133、λXe135分別為KR-85、XE-133、XE-135三種核素的衰變常數(shù)，s-1。

2.2 高點放氣后堆艙內(nèi)劑量計算模型

Dd，t2為t2時刻堆艙外照射劑量率；Si為惰性氣體外照射劑量轉(zhuǎn)換因子（不包含KR-85、XE-133、XE-135三種核素）；SKr85、SXe133、SXe135分別為KR-85、XE-133、XE-135三種核素的外照射劑量轉(zhuǎn)換因子。

Dd為高點放氣后t1時間段內(nèi)堆艙總外照射劑量。

3 停堆后劑量衰減分析

由圖1可見，放射性核素具有衰變特性，因此，堆艙檢查時因穩(wěn)壓器高點放氣船員所受外照射劑量隨停堆時間的增加而減少，停堆初期半衰期短的核素大量衰變，外照射劑量衰減較快，隨著停堆時間的延長，中長半衰期的核素發(fā)揮主要作用，外照射劑量衰減減慢。結(jié)合表2可見，停堆后第3天進行堆艙檢查，因高點放氣導(dǎo)致的外照射劑量已經(jīng)降低至約為停堆初期的50%；停堆后第7天，該外照射劑量已經(jīng)降低至約為停堆初期的25%。一周后，放射性劑量衰減速率開始減慢，停堆后第15天進行堆艙檢查，該外照射劑量降低至約為停堆初期的8.8%；停堆后第30天，該外照射劑量已經(jīng)降低至約為停堆初期的1.2%。

圖1 停堆后堆艙檢查外照射劑量衰減百分比

表2 停堆后堆艙檢查外照射劑量衰減百分比

4 船員累積外照射劑量分析

本文在計算年累積劑量時，考慮停堆后10天內(nèi)放射性的衰變，評估船員因高點放氣受到的外照射危害，結(jié)論具有保守性。堆艙檢查時間設(shè)定為4h，年均啟堆次數(shù)按12次進行分析。

4.1 燃料包殼破損1根放射性分析

表3為包殼破損1根時，穩(wěn)壓器高點放氣后的外照射劑量，計算均考慮了一年內(nèi)有3次在冷停堆后3天內(nèi)啟堆這種罕見情況，高點放氣后外照射累積劑量為22.01mSv，超出20.0mSv劑量限值2.01mSv，但遠低于任何一年均不能超過50.0mSv的劑量限值。

表3 包殼破損1根高點放氣后外照射劑量

假設(shè)船用堆實際運行中未發(fā)生冷停堆后3天內(nèi)啟堆的情況，表4為包殼破損1根時，穩(wěn)壓器高點放氣后的外照射劑量，累積劑量大小為17.41mSv，比20.0mSv的劑量限值低了2.59mSv。船員的輻射安全能夠得到保證。

表4 包殼破損1根高點放氣后外照射劑量

4.2 燃料包殼破損7根放射性分析

表5為包殼破損7根時，穩(wěn)壓器高點放氣后的外照射劑量，計算假設(shè)反應(yīng)堆的冷停堆天數(shù)在7～18天之間，高點放氣后外照射累積劑量為58.02mSv，比20.0mSv的劑量限值高出了38.08mSv，但略高于任何一年均不能超過50.0mSv的劑量限值。嚴重威脅到船員的外照射輻射安全。

表5 包殼破損7根高點放氣后外照射劑量

5 應(yīng)對船員堆艙檢查外照射措施研究

計算假設(shè)堆艙檢查時間為4h，導(dǎo)致船員受到輻照時間較長。穩(wěn)壓器高點放氣在堆艙檢查快結(jié)束時進行，計算假設(shè)穩(wěn)壓器高點放氣后10min內(nèi)船員離開堆艙，選擇包殼破損當(dāng)量為7根的情況，對穩(wěn)壓器高點放氣導(dǎo)致的輻射安全問題進行重新評估。

表6為包殼破損7根時，穩(wěn)壓器高點放氣后10min內(nèi)船員離開堆艙，年啟堆次數(shù)12次，船員受到的年累積劑量當(dāng)量。高點放氣后外照射累積劑量為6.35mSv，低于20.0mSv的劑量限值13.65mSv。采用本文建議的堆艙檢查時機，船員的輻射安全在包殼破損當(dāng)量小于7根時仍能夠得到保證。

表6 包殼破損7根高點放氣后外照射劑量

6 結(jié)語

1）在進行堆艙檢查高點放氣操作時，停堆時間的長短對船員外照射的影響較為顯著，停堆后一周內(nèi)再次啟堆，對船員的外照射影響遠大于停堆后一周后啟堆的情況，75%的外照射放射性在停堆后一周內(nèi)衰減消失。

2）包殼破損1根，只要冷停堆后三天內(nèi)未再次進行堆艙檢查，穩(wěn)壓器高點放氣后船員受到的年累積劑量不會超過20.0mSv的劑量限值，船員輻射安全是能夠得到保證的。

3）包殼破損7根，即使冷停堆天數(shù)均在一周以上才啟堆，船員堆艙檢查時的外照射劑量仍會超過任何一年均不能超過50.0mSv的劑量限值。

4）建議穩(wěn)壓器高點放氣在堆艙檢查快結(jié)束時進行，高點放氣后10min內(nèi)船員離開堆艙。即使包殼破損當(dāng)量高達7根，一年內(nèi)有3次在冷停堆后3天內(nèi)啟堆這種罕見情況，高點放氣后船員所受外照射年累積劑量僅為6.35mSv，低于20.0mSv的劑量限值13.65mSv，船員在包殼破損狀態(tài)下的輻射安全能夠得到保證。