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时间:2018-10-23
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1、福清核电101大修辐射源项调查与分析 摘要:文章介绍了福建福清核电有限公司在101大修期间开展的源项调查工作的背景、方法、过程,并对调查结果进行了分析,提出了相关建议,为核电厂大修人员剂量控制提供思路。 关键词:源项调查;剂量控制;调查;分析 1背景 核电站大修期间,现场部分管道表面的剂量率较高,对检修人员的职业照射贡献较大[1]。为了解管道内表面沉积的放射性核素的种类及其对剂量率的贡献,分析放射性核素的来源,研究采取相应的控制措施,进一步降低现场职业人员的受照辐射剂量,福清核电从101大修
2、(1号机组首次大修)开始进行辐射源项的调查工作。包括两方面:(1)辐射源项测量,使用就地γ源项测量系统,对确定的测量点进行了现场就地γ谱的测量。(2)数据分析,完成现场就地γ谱的谱分析工作,最终确定管道内壁沉积的主要核素的种类、活度及各核素对管道表面剂量率的贡献。 2测量方法 无损就地辐射源项测量方法是核设施在役期间职业照射源项调查的重要手段之一。通过现场测量可以获取两类数据:(1)γ谱,即特定测量条件下获得被测管道的γ测量谱;(2)管道表面剂量率。在获得被测管道的几何条件、材质、探测器有关参数
3、等测量条件后,通过γ谱分析、效率刻度、活度计算等过程,可从γ测量谱中分析出管道内表面沉积的核素种类及其累积水平(内表面活度)。 在此基础上,可计算出管道内表面沉积的放射性核素在管道外表面产生的剂量率,从而了解不同放射性核素对工作场所剂量率的贡献。 本次调查分别使用了两套就地γ辐射源项测量系统。一是高纯锗(HPGe)就地γ辐射源项测量系统。二是碲锌镉(CZT)就地γ辐射源项测量系统。 根据被测对象周围空间大小、辐射水平高低选择相应的测量系统。高纯锗就地γ辐射源项测量系统能量分辨率好,探测效率高;
4、碲锌镉就地γ辐射源项测量系统体积小巧,探测效率相对较低,适合高剂量场所。 考虑到现场其他辐射源会对测量结果产生干扰,故在探测器部分加上准直器/屏蔽体来降低上述影响。对某一具体被测管道,设定探测器相对被测管道的几何位置(距离、高度、测量角度)后,在管道外进行就地辐射测量,获得就地γ测量谱。 3测量结果及分析 核电厂大修期间,检修人员受照剂量较大的工作主要集中在主冷却水、余热排出、化容控制等系统相关区域和设备。福清核电101大修期间源项调查以这些系统设备为对象确定了21个测量点,分别进行了就地γ辐
5、射源项测量及管道外接触剂量率的测量。 3.1沉积源项及剂量率贡献 测量结果表明(以下表格内数据仅列相关系统的代表点位),福清101大修期间,各管道中的Co-58和Cr-51的表面沉积活度较大;从核素剂量率贡献来看,Co-58是剂量率贡献的主要核素(见表1),贡献了大约80%左右。 通过表2可以看出在压水堆核电厂运行初期,Co-58在管道内表面的沉积活度远大于Co-60的沉积活度,剂量率贡献也主要来源于Co-58。 在主冷却剂系统中,Co-58为主要的沉?e核素,其他次要核素有Co-60、Mn
6、-54、Fe-59、Cr-51、Zr-95、Nb-95、Zn-65等核素。主系统其他管道内壁沉积的Co-58表面活度在105~106Bq/cm2量级范围,Co-60和Mn-54的沉积量基本上在103~104Bq/cm2量级。 余排系统中沉积的主要核素有Co-58、Zr-95、Nb-95、Mn-54、Fe-59和Co-60等。该系统中,Co-58沉积的表面活度在104Bq/cm2左右,比主系统沉积活度小一个量级。Co-58在余排连接管中沉积最多、余排泵上游管道中最少;Co-60则正好相反。 化容控
7、制系统管道内壁沉积的主要核素是Co-58。在树脂床后管道、容控箱下游管道和上充泵出口管道中,Fe-59的含量也较多,其他次要核素有Co-60、Cr-51、Zr-95、Nb-95、Mn-54、Zn-65等。此外在树脂床后管道中测到了微量的Sb-124,在床后过滤器下游管道中发现了微量的Ag-110m。化容系统各管道沉积Co-58的表面活度比Co-60要大2个量级左右。 3.2管道表面接触剂量率计算值与测量值的比较 基于沉积核素表面活度的测量值,可计算出管道中各沉积核素在管道外表面产生的剂量率计算值
8、;在沉积源项现场测量过程中,也获取了管道表面剂量率。对比计算值与测量值,可为辐射源项测量结果的准确性判断提供一定的参考。 本次101大修源项调查各个测量管道表面接触剂量率计算值与测量值间的相对偏差见图1。从中可看出:除三环路热端(177.06%)、余排泵上游集管(-71.40%)、化容下泄管(-49.17%)、9TEP前贮槽泵上游(64.07%)四个管道的表面剂量率计算值与测量值偏差较大外,其他管道的偏差都在±40%以内。 4剂量控制建议 核电厂工作人员职业照射
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