反應堆堆腔用中子屏蔽材料耐熱性能研究

劉曉強 鄧志華 毛 飛 石秀強

1（上海核工程研究設計院有限公司 上海200233）

2（中國工程物理研究院化工材料研究所 綿陽621900）

反應堆壓力容器（Reactor Pressure Vessel，RPV）及其內部構件受中子輻照而活化產生很強的放射性，是核電廠運行期間中子和光子輻射的重要來源。在反應堆正常運行工況下，從壓力容器泄漏出來的中子和γ射線，一部分通過一次混凝土屏蔽墻泄漏出去，一部分順著堆腔（RPV和一次混凝土屏蔽墻之間構成的空間）泄漏出去，形成堆腔輻射漏束。這些輻射漏束對安全殼內輻射劑量水平有重要影響。中子輻照會加速材料的老化，并引起中子活化且有些活化產物的半衰期很長，勢必影響安全殼內維修期間的放射性劑量率。因此，堆腔漏束的屏蔽對于控制和降低反應堆主設備的活化水平具有重要的意義。為了降低操作人員以及安全區內設備的輻射劑量，減少中子活化產物的影響，在重要漏束方向增設中子屏蔽材料是有效的防護方式，不僅可以防止設備出現過度活化和老化，而且有利于防止運行人員接受的劑量超過國家規定的限值［1-3］。

第三代先進非能動壓水堆核電廠反應堆堆腔共有三層輻射屏蔽組件（圖1），分別位于RPV外部的上、中、下三個部位。這些屏蔽組件用以減少RPV上方、RPV接管段處、堆腔底部的輻射劑量，從而降低由于堆腔輻射漏束到達反應堆廠房各區域的輻射水平。屏蔽組件是由數個不同形狀且內部填充耐高溫中子屏蔽材料的不銹鋼殼體組成，這種結構具有更加優異的中子屏蔽效果（CAP系列核電廠殼內劑量率小于1 mSv·h-1，其他主要堆型劑量率通常小于10 mSv·h-1）。……