101堆乏燃料組件外運的輻射監測

張會軍　聶鵬　邱文蘋

摘 要：該文介紹了101重水研究堆乏燃料外運前，需要進行的待運乏燃料組件選擇，乏燃料組件看號翻轉后裝入吊籃，吊籃裝入運輸容器，乏燃料組件包殼破損檢驗等重水研究堆乏燃料吊裝、外運前的輻射監測工作。在確保組件無破損無泄漏，運輸容器的表面污染和劑量率水平符合國家運輸標準（GB11806-2004）后方可運輸。由于乏燃料中含有大量的放射性物質，具有很強的放射性，所以在整個乏燃料吊裝過程中，進行嚴密的輻射防護監測，確保工作人員的輻射安全和環境安全，是非常重要的。

關鍵詞：乏燃料組件 吊籃 運輸容器 輻射防護監測

中圖分類號：TL943 文獻標識碼：A 文章編號：1674-098X（2016）01（c）-0044-02

101重水研究堆（HWRR）是我國第一座反應堆，1958年6月反應堆達到臨界，9月開始投入運行，2007年7月停止運行，已經運行了近50年。在反應堆運行期間，產生了大量的乏燃料組件，從堆芯卸出的乏燃料組件暫存在101保存水池。所有的乏燃料組件最終都需要運往并存放在蘭州404中試廠水池內。為了保證乏燃料外運工作的安全、按計劃實施，101堆制定了詳細的輻射防護方案，對乏燃料外運工作全過程進行控制，并對取得的環境劑量場、組件破損檢驗、操作人員受照射劑量、容器表面劑量率等數據進行了分析。通過實施輻射防護方案確保了工作的安全完成，同時驗證了方案的有效性。

1 輻射防護方案

1.1 分區管理

根據現場劑量率分布情況和歷史數據，將廠房（包括廠房外西側通道）區域設置為臨時監督區或控制區，并在監督區、控制區設置輻射標志，禁止行人通行。

1.2 多道防護屏障

（1）佩戴個人劑量計、佩戴報警式劑量計。

現場工作人員佩戴個人劑量計、佩戴報警式劑量計，當現場劑量達到報警值時報警式劑量計報警提醒工作人員注意，每天工作結束后防護人員及時統計劑量數據，對數據進行分析，發現異常變化及時分析原因。

（2）設置遠距離劑量儀表（增加一套）。

由于乏燃料組件吊運過程和乏燃料組件吊籃吊裝進入運輸容器過程屬于強放操作，為了解乏燃料組件吊運和吊裝過程中吊籃表面及附近環境的γ輻射劑量率設置兩套遠距離劑量儀表，確保數據準確、保證操作人員安全。

（3）防護人員現場監督、監測。

防護人員在乏燃料外運操作過程中進行現場監督、監測以確保工作人員的輻射安全和環境安全。

（4）制定實施《重水研究堆乏燃料裝料、發運輻射防護規程》和《重水研究堆乏燃料、發運組件包殼破損檢驗操作規程》。對參加操作的工作人員進行規程培訓和考核。

2 現場監測

2.1 工作現場3H、氣溶膠總β監測

在乏燃料外運操作過程中，對保存水池空氣中、101煙囪排放氣體中的3H、氣溶膠總β進行了監測。測量結果顯示，與乏燃料外運操作前相比，沒有明顯增加。詳細數據見表1。

2.2 操作前現場γ輻射劑量分布測量

101重水研究堆的保存水池，有4個乏燃料儲存水池。從反應堆卸下的乏燃料分別儲存在1～3號水池，4號水池為運輸前乏燃料組件、吊籃的存放水池。乏燃料組件運輸前的主要工作，都需要在保存水池和大廳進行。在待運乏燃料組件選擇和吊運前，分別測量了保存水池蓋板上的γ輻射劑量率和4個水池中的放射性核素濃度。

2.3 待運乏燃料組件挑選過程的輻射監測

為了監測乏燃料組件吊運過程的現場劑量水平，安裝了遠距離監測儀表，距組件位置約2 m。吊運時現場工作人員和防護人員撤出西大門外15 m處，遠距離監視儀表，讀取數據。在吊運過程中，任何人員嚴禁進入工作現場。在燃料組件完全進入4號水池后，運距離劑量儀表顯示工作現場的γ輻射劑量率降低到本底水平。防護人員攜帶便攜式儀表先進入現場測量γ輻射水平，經確認安全后，操作人員方可進入現場準備下一步工作。

2.4 水下抓取乏燃料組件看號翻轉后裝入吊籃過程中的輻射監測

在整個操作過程中，抓取組件的操作對水池現場輻射水平無明顯影響，操作人員胸部劑量率為（2.3×10-2～7.4×10-2）mSv/h。

2.5 乏燃料組件吊籃吊裝進入運輸容器過程的輻射監測

因為吊籃吊裝是強放操作，為了保證監測人員在吊裝出現異常時，能夠和工作人員一起制定出合理的解決方案，在吊籃附近臨時安裝了兩臺遠距離監測儀表進行測量，了解吊裝過程中吊籃表面和附近環境的γ輻射劑量率。測量距離不同，儀表量程不同，確保測量數據準確可靠。

2.6 RY-1A容器表面γ劑量率監測和表面污染檢查

為防止運輸容器在吊籃吊裝過程中被污水污染表面，乏燃料裝罐后對運輸容器表面進行了全面的擦拭去污。采用濕式擦拭法取樣，測量結果所有運輸容器表面污染水平為（0～0.28）Bq/cm2，小于國家運輸規定限值4 Bq/cm2，為了檢驗乏燃料運輸容器的表面劑量率是否滿足國家規定，使用FJ-347AX、γ劑量儀測量了運輸容器表面γ劑量率。測量結果容器表面劑量率為（0.4～7.8）×10-2 mSv/h，小于國家運輸規定限值2 mSv/h可以運輸。

3 組件破損監測、分析

3.1 乏燃料工藝管冷卻套管水中的放射性核素濃度分析

選擇待運乏燃料組件后，首先分別取工藝管冷卻套管水44 mL，使用低本底高純鍺γ能譜儀進行了核素分析。分析結果與以前取樣測量結果相比，沒有明顯增高，可以初步認為乏燃料組件沒有破損。

3.2 RY-1A型鉛容器內乏燃料組件破損檢查

選擇運輸的乏燃料組件需要存放在404中試廠的水池內。乏燃料組件的破損和泄漏，將會污染乏燃料保存水池中的冷卻水，所以要求運輸并準備儲存的乏燃料組件無破損無泄漏。

在乏燃料中的主要放射性核素除了鈾、鎿、钚等長壽命α核素外，主要的放射性核素包括90Sr、137Cs、144Ce、147Pm和85Kr等半衰期較長的核素。固體的裂變產物取樣測量難度大，而且容易受到破損燃料組件泄漏物質的干擾。氣體裂變產物85Kr是惰性氣體，半衰期為10.73 a，β-衰變時，放出0.514MeV的特征γ射線；在環境空氣中的濃度小于1 Bq/m3，在組件破損后擴散快，易于取樣測量，所以通過測量運輸容器中是否有85Kr來判斷乏燃料組件是否破損泄漏。檢查結果表明所有RY-1A型運輸容器內乏燃料組件均無破損無泄漏。

4 歷年乏燃料外運工作人員個人劑量的比較

1995—2013年，已經完成了7次101重水研究堆的乏燃料組件公路外運工作。乏燃料外運工作人員的個人劑量數據（表1）表明，2004年的集體劑量較1995年和1996年下降60%左右；經過分析發現，主要由于廢舊工藝管的處理方式不同。前兩次工作人員直接用手將劑量較強的工藝管折斷裝入廢物桶，受到的輻射劑量較大。2004年采用切割機切割工藝管后，工作人員的個人外照射劑量有所下降。2008—2013年采用水下抓取乏燃料組件入吊籃后，工作人員的個人外照射劑量明顯下降。

5 結語

在多次乏燃料外運工作中，通過不斷改進操作方式、修訂輻射防護方案、更新專用工器具等，大大提高了操作的安全性、穩定性，降低人員的受照射水平，從而確保了乏燃料外運的環境安全、燃料組件安全、人員安全、操作安全，為工作的按計劃完成做出貢獻。同時，驗證了既定輻射方案和措施的有效性。

參考文獻

[1] 仲言.重水研究堆[M].北京：原子能出版社，1988.

[2] 王慶，余榮.49-2反應堆、101堆“十一五”乏燃料裝料外運可行性報告[R].中國原子能科學研究院，2002.

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