燃料管是乏燃料运输容器中用于乏燃料定位的部件, 由于它直接与高活度的乏燃料直接接触而可能具有较高的污染水平。大亚湾核电站乏燃料运输容器采用美国NAC-STC型运输容器, 因其管内中子吸收板的材料性能方面的原因, 在使用过多次后需要进行替换。但面临的一个主要问题是污染后燃料管的源项情况, 其表面是否附着有高辐射水平的污染物?污染物的性质是否松散?在长时间暴露在干燥环境中且受到震动作业的情况下是否会形成弥散而导致作业人员和厂房受到进一步的污染?

由于受到污染燃料管的更换不仅属于国内首次, 美国NAC公司也从未对"热"燃料管进行过更换操作, 国外文献中也未有相关的源项数据支持。因此在实施更换作业前查清其源项状况是非常必要的, 也是制定更换方案和辐射防护措施的依据。

1 前期水下测量

燃料管为长约4 m的正方形柱状筒体, 筒内外壁均由光滑不锈钢板制成。被污染燃料管的源项主要来自于乏燃料组件的表面积垢对其的污染。根据文献^[1]中的资料显示, 乏燃料组件表面积垢中的主要核素为⁶⁰Co、⁵⁴Mn、⁵¹Cr、⁵⁹Fe、¹²⁵Sb等, 大部分核素的半衰期很短, 冷却五年后主要核素为⁶⁰ Co, 约为92%。从对NAC-STC容器端盖擦试样的分析结果来看, ⁶⁰ Co的份额达到94%。

为了初步摸清燃料管的污染状况, 在容器卸料后, 项目组对其进行了一次水下测量。为预防燃料管表面污染水平过高而引起气溶胶污染和超剂量照射, 这次测量是在容器中充满水的情况下进行的。

测量采用IF 104水下探头逐一对容器内26根燃料管的中心位置, 在不同高度上的辐射水平进行吊测。测量点从上而下, 分别选在水面(坐标取为0 cm)、上部焊件与燃料管法兰连接处(-20 cm)、-50 cm、-120 cm、-220 cm、-320 cm、-370 cm、-400 cm、-410 cm以及容器底部(-420 cm)等多个测量层面上(测量位置示意图见图 1)。

从测量数据来看, 水下测量得到26个燃料管在不同位置的辐射水平(见图 2)分布基本一致, 且均表现为:在燃料管中间段测量值相对较小且变化不大, 均在0.5 mSv/h以下, 平均约为0.28 mSv/h; 在燃料管上部焊件(吊测位置-20 cm)和燃料管下部(-400 cm)处较大, 达到几个毫希伏的水平, 在容器底部(-420 cm)测得的剂量率最大值达到20 mSv/h。

通过对各组测量数据的分析认为, 26根燃料管中部3 m范围的测量值是非常接近, 且在同一测量高度层面上的测量数据的相似性更好, 这可以说明燃料管中段的污染水平较为均匀。但燃料管两端头测量值则要较中部测量值大很多, 且两端的测量值较分散, 并且26个燃料管的端部测量值与各自相邻的上部焊件和容器底部的剂量率较为一致。

实际上, 燃料管内外表面都是非常光滑的不锈钢板, 各部分受污染沾污的能力应较为接近。据此, 初步判断在燃料管两端的测量值中可能有较大部分的贡献来自于容器底部"沉渣"和容器上部焊件污染, 当然也不能排除在燃料管上沾有"热点"的可能。

2 模型的建立和估算 2.1 MCNP模型的建立

项目组采用蒙特卡罗MCNP程序对乏燃料运输容器及其内部的燃料管进行了细致的模拟(模拟燃料管分布的模型见图 3), 并在模型中考虑容器中充满水, 以与前述的实际测量环境保持一致。

2.2 模拟推导的思路

要得到燃料管的污染分布情况只有通过前期测量数据来推导。但水下测量数据实际上是各燃料管自身污染, 以及容器底部、内壁、上部焊件污染的贡献之和。单个燃料管测量数据中有多少来自于上部焊件污染或容器底部"沉渣"的贡献?选择什么位置的测量数据更能反映出燃料管真实的污染水平呢?推导思路正是基于这样的思考来建立的。在设计模型时, 首先假定燃料管是干净的, 而容器内部是被污染的, 其中上部焊件和底部的污染水平分别由-20 cm和-420 cm处的水下实测值导出, 内壁污染水平按照对内盖擦拭测量的数据给出; 之后再分别单独考虑容器内壁、底面或上部焊件的污染对燃料管不同位置的影响范围。通过对上面三种估算结果的分析, 即可给出容器内部各污染源对燃料管的影响程度, 据此即可得出燃料管中受其他污染因素影响较小的区段范围。再保守地假设在该区段水下实测值均由燃料管自身污染所贡献, 则据此即可导出燃料管上可能存在的表面污染水平。

2.3 模拟估算 2.3.1 判断容器壁污染对燃料管的影响

水下吊测前对容器内盖内表面取擦试样, 测得内盖表面污染水平4 200 Bq/cm²。以此作为容器内壁的污染水平, 并假定所有燃料管和容器底面和上部焊件均为干净的, 计算容器中充满水时各燃料管中心的剂量率。从计算结果看, 在只考虑容器壁污染的影响下, 对容器中部燃料管的影响只有10^-3~10^-4 mSv/h量级, 即使是最靠近容器壁的燃料管中心剂量率也只有10^-3mSv/h量级。由估算结果可知容器壁污染对燃料管剂量率测量值的贡献并不明显, 可忽略不计。

2.3.2 判断上部焊件污染对燃料管的影响

按照上述思路, 计算上部焊件对燃料管的影响。假设在水下吊测数据中水面下-20 cm处吊测的结果均由上部焊件污染所贡献, 保守地取最小测量值0.7 mSv/h导出上部焊件的表面污染水平为5.41 × 10³ Bq/cm²。再以此推算上部焊件对各燃料管不同高度位置的影响。从计算结果可知, 上部焊件污染对燃料管上端30 cm以上部分的影响较大, 到-120 cm处以下的影响就只有10^-5 mSv/h量级了。由此可判断, 燃料管-120 cm以下位置所测的剂量率数据中可以不考虑上部焊件污染的影响。

2.3.3 判断容器底部污染对燃料管的影响

作同样的假设, 取在容器底部的水下最小实测值5.2 mSv/h, 导出底部的表面污染水平约为3.67 × 10⁴ Bq/cm², 并以此推算容器底部污染对各燃料管不同高度位置的影响。从计算结果来看, 容器底部污染对燃料管下端的剂量率影响非常大, 在-370 cm位置的剂量率影响仍然有10^-1 mSv/h量级, 但到-320 cm处的影响就只有10^-3 mSv/h量级了。由此可判断, 燃料管-320 cm以上部分的测量数据中受容器底部污染的贡献是可以忽略的。

2.3.4 对估算结果的分析和判断

通过以上分析可知, 容器底部污染和上部焊件污染的影响主要集中在燃料管两端一定范围内, 容器内壁污染的影响可以忽略。因此, 在保守地假设单个燃料管的剂量率测量值不受其它燃料管影响的基础上, 可以认为燃料管中段(-120~-320 cm)的水下测量结果能够反映燃料管自身的污染水平。

采用燃料管中段(-120~-320 cm)的最大实测值0.5 mSv/h和平均值0.28 mSv/h进行反推计算, 分别导出燃料管表面污染水平为8.64 × 10³ Bq/cm²和5.18 × 10³ Bq/cm²。

初步判断燃料管的表面污染水平应在103 Bq/cm2量级。如假定燃料管污染是均匀的且未沾有热点的情况下, 可推算出燃料管在空气中的表面剂量率最大约为1.0 mSv/h左右, 平均约为0.71 mSv/h左右。

3 实际测量与验证

该《源项估算报告》通过了专家组的论证。项目组根据估算结果制订了随后的燃料管更换方案和辐射防护大纲。在实施的的燃料管更换过程中, 项目组采用6150AD-X、γ测量仪逐一对26个燃料管上、中、下不同位置的接触剂量率进行了测量, 共测得数据96个, 同时在不同燃料管表面随机抓取了16个擦试样, 测量其表面污染水平(见表 1)。

从对擦拭样的测量结果来看, 燃料管表面污染水平是不均匀的, 但均在10³ Bq/cm²量级水平, 最大污染水平为4.57 × 10³ Bq/cm²; 在空气中燃料管表面的剂量率平均值为0.47 mSv/h, 最大值为0.62 mSv/h。

采用蒙卡方法模拟估算的结果和与实测值在同一个数量级上较好地吻合, 且略大于测量数据, 说明本项目对燃料管的源项估算结果是可信且偏保守的。4结论源项调查和估算是开展核活动中经常面临的工作, 也是控制辐射风险中必须解决的问题之一。本项目中采用蒙卡程序, 通过对未知源项进行的合理且保守地假设和推导, 使估算结果与实际源项较好地吻合, 成功地实现了对未知源项的预测和判断。

本项目工作表明, 模拟估算对后续的辐射防护实践有较好的指导意义, 估算的准确性是科学制订燃料管更换程序、优化辐射防护措施、保证操作人员辐射安全的重要依据。