在核电大修期间，稳压器需要打开人孔进行检修，其密封衬板表面沉积了一定量的放射性核素，存在较高的γ射线辐射剂量率，且伴随着较强的β辐射。对稳压器开展弱贯穿辐射调查，了解其沉积源项和弱贯穿辐射水平是有必要的。核设施现场弱贯穿辐射往往伴有强贯穿辐射，这就要求测量${\dot H'}$(0.07)并同时测量${\dot H^ * }$(10)，根据测量结果决定是否进行皮肤和肢端剂量测量^[1]。ICRP118号报告^[2]中把眼晶体的年当量剂量限值从150 mSv降为20 mSv，为了评估作业人员是否开展眼晶体剂量监测，同时开展场所${\dot H'}$(3)监测也是必要的。2005年，大亚湾核电站进行了场所弱贯穿辐射调查，测得各种系统设备表面的${\dot H'}$(0.07)/${\dot H^ * }$(10)值在2~18之间^[3]。为了系统掌握稳压器弱贯穿辐射特性，在秦山第二核电厂多次大修期间，对稳压器的弱贯穿辐射情况进行了调查。调查结果从整体上反映了秦山第二核电厂稳压器的弱贯穿辐射水平现状，将为压水堆核电厂稳压器检修人员的弱贯穿辐射监测和防护提供数据支持。

1 材料与方法

稳压器的主要作用，是将一回路(RCP)的压力维持在15.5 MPa(abs)的整定值上，以防止冷却剂水在一回路中汽化。稳压器内贮有两相状态的水，水和蒸汽都处在确定的压力所对应的同一温度上，依靠喷淋阀和加热器进行压力调节，同时可缓冲一回路系统水容积的迅速变化。

稳压器可调节由于负荷瞬动引起的压力波动，即能维持水和蒸汽在饱和状态下的平衡。它的容量必须有足够的水容积和足够的蒸汽容积。稳压器的容器构造如图 1所示。它是一个立式的圆筒，上下分别是半球形的封头，内表面有不锈钢覆盖层。稳压器总高12.103 m，最大外径2.342 m，底部以波动管与一环路热管段相连。稳压器下部有电加热器、多孔滤屏和取样口，稳压器上部有喷淋管道，以及能提供超压保护的安全阀组。

1.1 波动管路

波动管路接在1号环路的热管段，以交换反应堆冷却剂系统RCP和稳压器内的水。稳压器的底封头中装有多孔滤屏和阻滞节，用以阻止一回路水直接回升到水-汽交换面。

1.2 电加热器

电加热器由60根直管护套型电加热元件组成(共安装63根，其中3根备用，每根的功率是24 kW)。共分六组，通过稳压器的下封头插入稳压器中。加热元件的护套管上端用塞焊密封，下端由连接管座密封。加热元件的镍铬合金电热丝放在管状不锈钢护套中心，周围用压紧的氧化镁粉末绝缘。电加热器共分六组，其中四组为通断式(即恒定输出式)，两组为比例可调式(即比例输出式)，总功率为1 440 kW。

1.3 喷淋管路

稳压器喷淋管线分别接到一回路两个环路的冷段管线组成。每个管线上有一个自动控制的气动阀门。阀门带连续喷淋的小档块，保持一股小流量连续喷淋。喷淋管一端在稳压器内顶部设有喷淋头。喷淋管另一端进口伸入到一回路冷段管内呈勺形，以便利用环路中流动的速度头增加喷淋的驱动力。喷淋管公共管段001VP/002VP后到接近最高段处布置成一个水封，用来防止蒸汽集聚在喷淋阀的后面，在打开喷淋阀时引起水锤。

1.4 安全阀组

由三个安全阀组提供稳压器的超压保护。每个阀组由串联安装的两个阀门组成，即一台提供卸压功能的上游阀门，称为保护阀，和一台提供隔离功能的下游阀门，称为隔离阀。在正常运行期间，保护阀关闭，隔离阀开启。如果保护阀开启之后回座失效时，则隔离阀关闭, 防止一回路进一步卸压。稳压器的压力超过安全阀的整定值时，安全阀开启，将稳压器内的蒸汽迅速排至卸压箱中，使稳压器卸压，起到超压保护作用。

2 结果 2.1 稳压器辐射源项特性测量结果

为了掌握稳压器表面沉积的放射性核素种类，在弱贯穿辐射调查期间对其源项特性进行了测量。由于稳压器密封衬板表面辐射剂量率较高，无法直接使用高纯锗γ谱仪和β谱仪测量，实际通过擦拭取样测量了辐射源项特性。从多次大修的稳压器γ射线测量谱来看，大部分稳压器中存在的放射性核素种类基本一致，典型的γ测量谱如图 2所示。由图 2可知，稳压器密封衬板上有⁶⁰Co、⁵⁸Co、⁵⁴Mn、⁵¹Cr、⁹⁵Nb、⁹⁵Zr、⁵⁹Fe、¹²⁴Sb和^110mAg等放射性核素，其中⁶⁰Co是最主要放射性核素，与压水堆核电站一回路系统辐射源项测量结果基本一致^[4-6]。为了掌握对弱贯穿辐射剂量贡献较大的β射线辐射特性，特别是稳压器密封衬板表面沉积的放射性核素β射线能量分布范围，使用β射线谱仪测得典型的β射线谱如图 3所示。根据图 3可以看出，测量谱中的β射线能量主要集中在500 keV以下，且有一定量的高能β射线存在，结合γ射线测量谱，除了¹²⁴Sb发射2.3 MeV的高能β射线，其余放射性核素伴随发射的β射线能量在500 keV以下，因此β测量谱的能量分布范围与γ谱中放射性核素发射的β射线能量范围是一致的。

对于稳压器密封衬板擦拭样γ谱和β谱测量，多次大修是在停堆一周以后测量的，其源项特性测量结果也基本一致。但是在403大修期间，对于稳压器密封衬板表面擦拭样的谱测量，是在取样后立即测量的，实际发现测量谱中存在较多的高能β射线，具体测量谱如图 4所示。结合γ射线测量谱，发现γ谱中除了存在发射高能β射线的¹²⁴Sb外，还存在一定量的¹²²Sb和¹²⁵Sb核素，其中半衰期为2.73 d的¹²²Sb发射1.417 MeV和1.981 MeV的高能β射线^[7-8]。说明在反应堆运行期间产生短半衰期发射高能β射线的放射性核素，在停堆初期尚有一定量的这类放射性核素存在。由于403大修β测量谱中存在的高能β射线较多，为了验证这些β射线进入眼睛到达眼晶体深度的谱特性，在探测器窗前端加2.5 mm有机玻璃(相当于3 mm组织等效材料)，测得β谱如图 6所示。由图 6可知，探测器窗前加2.5 mm有机玻璃，尚有一定量的β射线进入探测器，与图 5测量谱相比，图 6中β测量谱的能量分布范围有一定的右移，相同时间内的测量计数有较大下降。

2.2 稳压器弱贯穿辐射测量结果

在核电现场弱贯穿辐射调查期间，使用Radiagem 2000型X/γ剂量率仪和中国辐射防护研究院研制的定向剂量当量率仪，对稳压器密封衬板的强贯穿辐射和弱贯穿辐射同时进行了测量。其中测量仪器的量值溯源到了中国辐射防护研究院放射性计量站的γ射线空气比释动能(防护水平)标准装置和β射线吸收剂量标准装置。测量时，仪器探测器灵敏体积中心距离蒸汽发生器衬板表面5cm，测量给出了同一位置弱贯穿辐射与强贯穿辐射的剂量率数值及比值关系。

2.2.1 稳压器弱贯穿辐射测量结果

在秦山第二核电厂6次大修期间，对稳压器密封衬板表面的辐射情况进行了直接测量，测量结果如表 1所示。根据表 1中测量结果，可以看出：①对于稳压器表面的${\dot H^ * }$(10)，其数值约为几百μSv/h，总体是运行年限长的1、2号机组测量值比运行年限短的3、4号机组测量值大，说明随着机组运行年限的增加，稳压器密封衬板表面沉积的放射性核素有所增加。②211大修属于10年大修，也是2号机组第一个运行18个月的换料大修，稳压器密封衬板表面的${\dot H^ * }$(10)相对较高，且其表面的${\dot H'}$(3)/${\dot H^ * }$(10)和${\dot H'}$(0.07)/${\dot H^ * }$(10)值比较高，分别达到了2.87和33.1，说明其表面沉积发射β射线的核素较多。③对于运行年限较长的1、2号机组，除去211大修，212大修、112大修和113大修测得稳压器密封衬板表面的${\dot H^ * }$(10)值，以及${\dot H'}$(3)/${\dot H^ * }$(10)和${\dot H'}$(0.07)/${\dot H^ * }$(10)值都相近，且${\dot H'}$(3) /${\dot H^ * }$(10)值接近1，${\dot H'}$(0.07)/${\dot H^ * }$(10)值接近15。④对于运行年限较短的3、4号机组，根据305大修和404大修测量结果，其稳压器密封衬板表面的${\dot H^ * }$(10)值相对较低，在100 μSv/h左右，其${\dot H'}$(3)/${\dot H^ * }$(10)值在1.4左右，${\dot H'}$(0.07)/${\dot H^ * }$(10)值接近24。

2.2.2 稳压器两次开人孔弱贯穿辐射特性比较

对于211大修，属于10年大修，稳压器共进行了两次开人孔检修作业，分别是停堆棑水后和充水加压实验排水后。为了调查稳压器密封衬板的弱贯穿辐射在两次检修期间变化情况，两次都对密封衬板的${\dot H^ * }$(10)、${\dot H'}$(0.07)和${\dot H'}$(3)进行了直接测量，测量结果如表 2所示。由表 2可以看出，由于第1次监测结束后，对密封衬板进行了去污，且第1次和第2次测量之间反应堆没有装料运行，因此第2次检修时测得稳压器密封衬板表面的${\dot H^ * }$(10)、${\dot H'}$(0.07)和${\dot H'}$(3)值及剂量率比值，都比第1次检修时的测量值小。

3 讨论

在中核核电运行管理有限公司秦二厂多次大修期间，经过对稳压器密封衬板弱贯穿辐射调查，可以得出如下结论：①稳压器密封衬板上主要有⁶⁰Co、⁵⁸Co、⁵⁴Mn、⁵¹Cr、⁹⁵Nb、⁹⁵Zr、⁵⁹Fe、¹²⁴Sb和^110mAg等放射性核素，且伴随发射的β射线能量主要集中在500 keV以下，停堆前期存在一定量发射高能β射线的¹²²Sb等短半衰期核素。②稳压器密封衬板表面的${\dot H^ * }$(10)基本为每小时几百微希沃特，且随着机组运行年限增加，其表面剂量率有所增加。除去10年大修的211大修测量结果，从剩余几次大修测量结果来看，运行年限短的机组测得的${\dot H'}$(3)/${\dot H^ * }$(10)和${\dot H'}$(0.07)/${\dot H^ * }$(10)值比运行年限长的机组测量值大。③根据测得稳压器的${\dot H'}$(3)/${\dot H^ * }$(10)值和${\dot H'}$(0.07)/${\dot H^ * }$(10)值，在将来的辐射防护工作中，可以通过监测稳压器表面的${\dot H^ * }$(10)值，就可以基本估算出${\dot H'}$(3)和${\dot H'}$(0.07)辐射水平。同时根据监测的场所${\dot H^ * }$(10)值，结合管理规定的稳压器单次检修作业的人员剂量限值，可估算出检修人员作业时长，以及眼晶体和皮肤可能接受的弱贯穿辐射剂量。