CPR1000型核電機組反應堆廠房的中子能譜測量與分析

曲冰，劉保生，李秀川，張敬之，薛東帥

(遼寧紅沿河核電有限公司，遼寧 大連，116001)

0 引言

反應堆現場中子能譜測量具有重要意義。在傳統(tǒng)的CPR1000型核電機組設計中，通過獲得的中子能譜可以評估反應堆設施的設計情況，并對未來設計新的堆型提供參考。此外，利用獲取的中子能譜可得到準確的中子周圍劑量當量和個人劑量當量等實用量，為現場工作人員提供更加準確的劑量評估數據。

對于輻射防護實用量和防護量來說，理論上講，最準確的方法是獲得準確中子能譜數據，然后利用中子注量-劑量當量轉換系數或者中子能量-某器官組織的劑量轉換系數給出中子周圍劑量當量和中子個人劑量當量[1]。或者找到一種不依賴中子能量的探測器直接獲得中子劑量，但是目前使用的中子劑量監(jiān)測設備還不具備這種特性，其劑量特性對中子能量非常敏感。

目前用于區(qū)域劑量監(jiān)測的中子劑量儀表和用于個人劑量監(jiān)測的中子個人劑量計的劑量/能量響應均存在不同程度的缺陷[2]，在常規(guī)輻射場校準的中子劑量儀表用于反應堆等各種不同的工作場所時，由于兩者中子能譜的巨大差異，常常低估或高估實際的劑量，極端情況會相差幾個量級，非常不利于劑量人員的防護和成本的控制。

利用中子能譜測量儀對不同工作場所的中子能譜進行測量，了解現場中子能量和準確的劑量分布情況，為反應堆的設計以及工作場所劑量監(jiān)測和人員受照劑量評估等提供重要依據。

目前以CPR1000為代表的壓水堆核電機組中，會有一些工作要求在功率運行狀態(tài)下進入反應堆廠房，此時反應堆廠房中有較高劑量率水平的中子照射，在這種情況下，中子照射對工作人員的影響[3]須引起關注，因此需要對一些關鍵場所在功率運行情況下的中子能譜分布進行測量，為執(zhí)行這些工作的人員的中子照射防護提供參考，同時也有利于這些工作相關的輻射防護最優(yōu)化實踐[4]開展。

基于以上考慮，本次中子能譜測量工作利用兩臺反沖質子譜儀及一臺便攜式中子劑量儀表對某CPR1000型機組功率運行情況下反應堆廠房內6個不同標高處的中子能譜和中子周圍劑量當量率進行了測量，并對結果進行了分析，為同類型機組現場中子能量分布提供參考數據。

1 測量裝置

1.1 反沖質子譜儀

1H(n,p)1H反應截面是國際原子能機構(IAEA)推薦的標準截面之一，在很寬的能量范圍內(0.1 keV～200 MeV)只產生彈性散射反應，并且反應截面準確度高，因此基于反沖質子測量原理的中子譜儀是目前中子能量分辨率較高的儀器。采用兩臺中子譜儀測量了現場中子能譜，分別是中子旋轉譜儀和中子閃爍譜儀。

中子旋轉譜儀[5]包括6個探頭，CTR#0 、CTR#1、CTR#2、CTR#3為4個球形含氫正比計數器，探測目標1H(n,p)1H反應產生的反沖質子。隨著中子能量的增加，探頭內充入的高純氫氣壓強增加，對1 MeV以上能區(qū)中子探頭內還充入具有較高阻止本領的含氫氣體，比如氬甲烷。通過對每個探頭建立的中子能量響應矩陣，以及多道解譜程序給出中子能譜。CTR#4和CTR#5是有不同中子響應的球形3He正比計數器，利用3He對慢中子比較敏感的特性，測量熱中子和超熱中子。CTR#4通過3He(n,p)T核反應測量熱中子；CTR#5的探測器靈敏區(qū)外表面具有特定設計的10B涂層，用于調整探測器的響應函數，達到測量超熱中子的目的。6個探頭分別配備電荷靈敏前置放大器、高壓電源、主放大器等電子學器件，單獨記錄和處理信號，組合使用可覆蓋熱中子～4.5 MeV中子能量范圍。電機可使探測器的支撐平面勻速轉動，實現在譜儀覆蓋面尺度對輻射場的均勻測量。

中子閃爍譜儀主要是為了擴展中子旋轉譜儀的測量能區(qū)而專門設計。探頭部分包括塑料閃爍體陣列、光電倍增管、光脈沖驅動器和高壓電源。閃爍體尺寸的選擇既考慮了系統(tǒng)的探測效率，同時又將探測單元對γ射線的靈敏度降到最低。數據獲取模塊包括成形放大器、模數轉換器、顯示器、鍵盤和系統(tǒng)電源。中子閃爍譜儀可測的中子能量范圍為4.0～17 MeV。在一些特殊環(huán)境中使用時，通過溫度穩(wěn)定光脈沖產生器檢查儀器的穩(wěn)定性。

兩臺中子譜儀組合使用可給出測量點在熱中子～17 MeV能量范圍內的中子能譜和中子周圍劑量當量率結果。

1.2 便攜式中子劑量儀

采用日本富士公司生產的NSN3型便攜式中子劑量儀進行中子周圍劑量當量率測量。

該劑量儀每年定期由國防科技工業(yè)電離輻射一級計量站進行檢定(檢定證書編號：GFJGJL1005160000796)，以保證儀表測量的有效性。本次測量時(2016/10)，儀器在檢定有效期(2016/04/14—2017/04/14)內。

2 現場測量及分析

2.1 測量點

測量選點為某CPR1000型機組反應堆廠房不同標高處的6個測量點。測量點位置描述見表1，平面圖見圖1。

表1 現場測量點的描述

(1) 測點1

(2) 測點2

(3) 測點3

(4) 測點4

(5) 測點5

(6) 測點6圖1 測量點位平面圖

選取這些測點主要是考慮：

(1) 部分測點位置可表征反應堆廠房內主要設備(如一回路主泵、蒸汽發(fā)生器、重要閥門)所在區(qū)域的中子照射情況；

(2) 部分測點位于工作人員行至設備過程中的必經路線上，對該行進過程中人員接受的中子照射有參考性。

2.2 中子能譜

將中子旋轉譜儀和中子閃爍譜儀分別放置在測點1～測點6，然后同時開始測量。根據每個測量點中子輻射的強度設置測量采樣時間，以滿足各探測器的計數統(tǒng)計要求。

中子能譜測量結果如圖2所示。

(1) 測點1

(2) 測點2

(3) 測點3

(4) 測點4

(5) 測點5

(6) 測點6圖2 各測量點中子能譜

反應堆工作場所中子輻射來源于燃料棒內的235U裂變中子經過重生物屏蔽材料的慢化和散射形成，一般中子能量范圍為熱能～10 MeV。通常包括3部分： ①0.4eV以下(熱中子能區(qū))；②0.4 eV～10 keV(1/En依賴的散射中子，En為中子能量)；③10 keV～10 MeV(裂變中子及發(fā)生散射的中子)。

各測量點不同能區(qū)中子數及占比列于表2。

表2 各能區(qū)中子數目及占比

2.3 中子周圍劑量當量率

將便攜式中子劑量儀放置在測點1～測點6上，記錄讀數，取平均值作為該點的測量值。

中子劑量儀與反沖質子譜儀解譜后給出的中子周圍劑量當量率結果列于表3。

表3 中子周圍劑量當量率測量結果

3 結語

從中子能譜的測量結果來看，不同標高處的測量點中子能譜有明顯差異。測點1位置遠離堆芯活性區(qū)，因此有較多的熱中子。測點5與活性區(qū)之間屏蔽層較厚，所以熱中子成分也較多，而其他4個測量點的熱中子成分很少。因此測點1和測點5的中子周圍劑量當量率也是最小的。反應堆內熱中子主要來自于中能中子和快中子的慢化散射，因此熱中子成分多的測點1和測點5也有少量1/En依賴的散射中子，其他4個測點的很少。對于主泵間門口測點2和與中心活性區(qū)近似高度的測點4，10 keV～10 MeV范圍的快中子成分占96%以上。每個測量點中幾十 keV的中子數目都較多，這可能是金屬材料在該能區(qū)內的共振反應造成的，比如56Fe在24 keV處有共振反應。測點2、測點4和測點6的中子能量分布很接近。

比較反沖質子譜儀和便攜式中子儀表的測量結果發(fā)現，兩種設備測量結果差異很大。測點1和測點5結果相差幾倍，測點2、測點3、測點4和測點6的結果相差十幾倍。分析認為，核島內中子能量分布與儀器檢定過程中的能量分布(檢定時使用的镅鈹源平均能量為4.1 MeV)有差異，進而影響測量時能量響應，是此次NSN3型儀器在核島內部分區(qū)域能量分布環(huán)境下示值出現較大差異的原因。

根據所測得的中子能譜，可為后續(xù)功率運行情況下中子照射影響較大的區(qū)域內的工作提供防護參考，以便制定更有針對性的人員中子照射防護策略；同時也可為反應堆廠房一些設備(比如人員/設備氣閘門視窗)的中子屏蔽改進提供設計依據。近年來國內部分科研院所開展了關于壓水堆工作場所的模擬中子參考輻射場的研究，本文測量結果也可作為其模擬場的校準參考。