中核集团三门核电有限公司(以下简称“三门核电”)是我国首座AP1000堆型的核电厂，其1号首炉核燃料由美国西屋公司提供并负责海路运输至中国宁波北仑港。燃料组件由宁波北仑港进入中国境内后，西屋公司与三门核电办理货包交接手续，其后由三门核电负责在国内的运输，运输采用公路运输方式运至三门核电厂燃料组件库房，运输委托中国远洋物流有限公司承担本次核燃料组件的公路运输任务。运输的起点为宁波北仑港口岸，运输的终点为三门核电厂燃料厂房。

1 运输货包基本情况 1.1 货包概况

根据《三门核电燃料运输核与辐射安全报告》，新燃料组件为易裂变核材料，属于一类放射性物品，新燃料组件²³⁵U初始富集度不大于4.8%。本次运输燃料组件共计157件，分27个集装箱装运，燃料组件运输采用西屋公司设计的XL型新燃料组件运输容器，该运输容器已获得了美国核管会(NRC)颁发的的压水堆核燃料运输容器设计许可，设计批准号: USA /9297 /AF-96。单个容器可装载一组新燃料组件，属AF型货包，货包的运输指数为0.2，货包等级Ⅱ级(黄)，临界安全指数为0.7^[1]。

1.2 燃料芯块结构

燃料芯块为实心圆柱体，由低富集度二氧化铀(UO₂)粉末经混合、压制、烧结、磨消等工序制成小圆柱体形状，两端为碟形。其主要化学成分为二氧化铀，并在工艺过程中加入一定量的添加剂。三门核电1号机组首炉燃料组件富集度见表 1。

1.3 燃料组件的辐射特性 1.3.1 α辐射特性

低富集度UO₂芯块中U同位素以²³⁴U、²³⁵U、²³⁸U三种为主。在这些铀的同位素中，²³⁴U的半衰期最短，为T_{1 /2} = 2.445 × 10⁵ a，其次是²³⁵U，其半衰期T_{1 /2} = 7.038 × 108 a，²³⁸U的半衰期为T_{1 /2} = 4.467 × 10⁹ a。²³⁴U几乎是纯α粒子放射性物质，其α粒子的能量分别为E_α1 = 4.7768 MeV的绝对强度为72.5%，E_α2 = 4.7241 MeV的绝对强度为27.5%。²³⁴U发生α衰变时，有少部分衰变至²³⁰Th的激发态，则²³⁰Th立刻由激发态向其基态跃迁，而发射低能γ射线及其内转换电子产生的X射线。因此，陶瓷二氧化铀芯块的辐射特性以α放射性为主，并有少量的γ射线和低能X射线辐射，²³⁴U对α总活度的贡献始终占据主导地位。

1.3.2 γ辐射特性

天然铀制造的芯块中铀的各种同位素除辐射α粒子外，还发射少量的γ射线和X射线，其主要γ射线的能量均不超过0.2 MeV。燃料芯块中的²³⁵U和²³⁸U发生α衰变后产生的短寿命子体很快与其母体达到平衡。²³⁵U的子体²³¹Th将发射β射线与少量的低能γ射线。²³⁸U子体²³⁴Th，再经β衰变到第二代子体^234mPa、²³⁴Pa将发射β粒子和少量γ射线，^234mPa还将发射极少量的能量较高的γ射线E_γ = 0.765 MeV(0.3%)、1.001 MeV(0.6%)。虽然，²³⁸U系二代子体^234mPa的β衰变后发射的γ射线能量略高，但对γ和X射线总的辐射剂量的贡献很低。

1.3.3 中子辐射特性

燃料芯块中铀的各种同位素自发裂变还发射出中子。²³⁴U的自发裂变中子产额为: 4.58 × 10^-3 n /(s·g)，²³⁵U的自发裂变中子产额为: 7.7 × 10^-4 n /(s·g)，²³⁶U的自发裂变中子产额为: 5.33 × 10^-3 n /(s·g)，²³⁸U的自发裂变中子产额为: 1.13 × 10^-2n /(s·g)。

单个燃料组件中所含金属铀541 kg，燃料组件中²³⁵U富集度不大于4.8%，金属铀的总自发裂变中子产额为1.082 × 10^-3 n /(s·g)，故单个燃料组件自发裂变中子发射率为5.85 × 10³ n /s，可忽略不计。

2 监测仪器和方法 2.1 监测仪器

FH40G系列辐射环境监测仪和RSS － 131-ER高压电离室; 监测仪器均通过国家计量部门检定，并提供校准因子。

2.2 监测方法

按照《辐射环境监测技术规范》 (HJ / T 61-2001) ^[2]、《环境地表辐射剂量测量规范》 (GB / T 14583-93) ^[3]和《表面污染测定———第一部分: β发射体(最大β能量大于0.15 MeV)和α发射体》 (GB / T 14056.1-2008) ^[4]进行监测。

2.3 监测内容 2.3.1 燃料组件货包 2.3.1.1 γ剂量当量率监测(运输起点)

对每个燃料货包测量其前、中、后三个点。对于放置在集装箱靠外面四根燃料组件货包，分别测量前、中、后三点表面、外1 m处、外2 m的γ剂量当量率; 对于放置在集装箱中间两根燃料组件货包，由于条件限制，只测量前、中、后三点表面γ剂量当量率。

2.3.1.2 γ剂量当量率监测(运输终点)

燃料货包集装箱框架卸到三门核电厂燃料组件库房后，排列较为紧密，因此，只对每个集装箱框架靠外面四根燃料组件货包，分别测量其前、中、后三点表面。

2.3.1.3 α、β表面污染

表面污染监测首先采用直接测量方式对每个燃料组件货包α表面污染进行巡测，针对监测数据较大的点位，用滤纸进行擦拭，擦拭面积不小于300 cm²，对α表面污染进行监测。

2.3.2 运输车辆

对运输车辆车头、车尾、司机位、副驾位各1个监测点位，测量其表面、外1m处、外2 m处γ剂量当量率。

2.3.3 连续监测

在距离运输车队2 m远处位置，利用高压电离室进行连续监测。运输途中，将高压电离室分别放置在监测车中，对货包运输全程进行连续监测。

3 监测结果

三门核电有限公司燃料货包在从宁波北仑港启运时，燃料货包周围各监测点位的γ剂量当量率在0.69 ~ 21.9 μSv /h范围内; 运输车辆周围γ剂量当量率在0.097 ~ 1.25 μSv /h范围内; 燃料货包到达三门核电场区后，燃料货包周围各监测点位的γ剂量当量率在0.36 ~ 11.2 μSv /h范围内; 各燃料货包均未检出表面污染; 运输途中高压电离室连续监测结果为60.44 ~ 158.5 nSv /h。

监测结果表明，本次运输货包辐射水平和污染水平均低于《放射性物质安全运输规程》 (GB 11806 － 2004)规定的限值要求:货包外包装外表面上任一点的辐射水平应不超过2 mSv /h; 距运输工具外表面2 m处的辐射水平应不超过0.1 mSv /h; 货包外α表面污染限值为0.4 Bq /cm²。