反应堆运行时出现事故或者故障，主要是由于核动力装置或者一回路管路故障导致，尽管反应堆自身出现事故或者故障的概率较低，但也需进堆舱进行应急抢修。进堆舱抢修前，反应堆需停汽停堆，以保证抢修人员安全。新型的反应堆具有自然循环功能，可以实现在不停汽停堆的情况下，进行应急抢修，但此时堆舱抢修人员辐射安全如何，需要进行研究。本文利用蒙特卡罗方法进行堆舱人员受反应堆辐射剂量模拟计算，并结合自然循环工况下反应堆舱实验测量的辐射数据验证分析，来确定人员的辐射安全。

1 材料和方法 1.1 堆舱应急抢修辐射防护方法

进堆舱抢修时，人员需要进行内照射和外照射防护。内照射防护主要采取全身防护的方法，穿个人防护服和佩戴呼吸器防止放射性灰尘或者气体沾染身体或者通过呼吸进入体内。外照射防护主要防堆舱中子和γ射线，由于中子和γ射线穿透力强，穿个人防护服（该个人防护服不同于文献[1]提到的防护用品）对外照射的防护效果基本为零，对外照射的防护主要采取控制辐射时间的方法，尽量减少抢修时间，以减少单个人员所受到的放射性照射，使其不超过规定的剂量限制。由于穿个人防护服和佩戴呼吸器能够有效防止内照射的危害，因此进堆舱的辐射主要考虑外照射对人的危害。本文只研究对外照射的防护。

1.2 反应堆外照射模拟计算方法

抢修人员在堆舱受到的外照射比较复杂，可以用蒙特卡罗软件（Monte carlo N-Particle transport code, MCNP）模拟计算在自然循环功率下受到的反应堆外照射剂量。MCNP是美国LosAlamos实验室研制的大型蒙特卡罗中子、光子和电子输运程序，具有较强的通用性和几何处理能力、使用精确的点截面参数及丰富的降低方差技巧等特点,广泛应用于放射治疗和辐射防护等领域，是国际上用来进行剂量计算的重要工具之一^[2-4]。

1.2.1 建立模型

反应堆的描述：反应堆可简化模拟为一定体积的圆柱面放射源。防护时只考虑从一次屏蔽表面出射的中子和γ射线对人辐射影响，反应堆内部辐射情况不予考虑。从一次屏蔽表面出射的中子和γ射线以自然循环功率下最大辐射能量概率值计算，即一次屏蔽表面出射的中子看作是0.9 Mev的单能中子，一次屏蔽表面出射的γ射线看作是6 Mev的单能γ射线^[5]，一次屏蔽表面有效辐射中子发射率可设定为15000/cm²·s^[6-7]。

抢修人员的描述：要模拟计算自然循环功率下抢修人员受到反应堆辐射的剂量值，将它与辐射防护的基本限制相比较，藉以判断所受照射是否处在可接受的范围之内。由于人体受到外照射时，人体各部分的剂量当量不同，而且也不可能直接测量，为此，国际辐射学单位委员会（ICRU）建议用一个直径为30 cm的组织等效球，称为ICRU球，作为人体躯干的模型，藉以估计人体躯干中的最大剂量当量。ICRU球密度为1 g/cm³，质量成分：氧76.2%，碳11.1%，氢10.1%，氮2.6%^[8-9]。

抢修人员与反应堆的距离：抢修人员模拟的位置，和实验用监测反应堆辐射的γ监测仪、中子监测仪的位置一致。由于堆舱中部大型核设施集中，辐射水平高，所以2台监测仪均设置于堆舱的中部辐射水平最高的点，此时2台监测仪与反应堆的距离分别为1 m、0.5 m，故抢修人员与反应堆模拟距离分别为1 m、0.5 m。

1.2.2 辐射模拟计算的实现

利用MCNP程序实现模拟计算。根据上述的模型描述，先编写输入卡文件，包括栅元卡、曲面卡和数据卡。栅元卡具体描述反应堆和抢修人员模型的空间几何分布和材料密度。曲面卡具体描述反应堆和抢修人员模型的几何大小。数据卡具体描述反应堆的辐射能量和几何位置、等效ICRU球的组成元素的比例和辐射计数方式。

中子辐射计数方式采用MCNP计数卡中的F6功能卡来记录反应堆中子辐射等效ICRU球的沉积能量。

${\rm{F}}6 = {\rho _a}/{\rho _g}\int_t {\int_E {H(E)\phi (r,E,t)dEdt} } $

(1)

其中， $\;{\rho _a}$ 是原子密度， $\;{\rho _g}$ 是质量密度，H(E)是加热函数， $\phi (r,E,t)$ 是粒子注量率。

γ辐射计数方式采用MCNP计数卡中的F4功能卡和Fm计数乘子卡来记录反应堆γ辐射等效ICRU球的剂量率。

${\rm{F4}}=\int {\phi (r,E,t)dt = W{T_l}/V} $

(2)

其中，V是粒子速度, W是粒子权重, 是T_l径迹长度。F4卡计算值为通量，用Fm计数乘子卡转换为剂量率，本模型Fm卡格式为Fm （I m −5 −6），I为转换因子，是与受辐射材料及源粒子发射率有关的常数，反应堆对人体组织辐射的常数I我们定为0.011682，m为模型材料编号，−5为径迹能量的总微观截面 σ_T（E），−6为径迹能量的发热数H（E）。

2 结　果 2.1 反应堆外照射模拟计算结果

MCNP程序通过运行上述编写的输入卡文件，得出模型图和计算结果。中子辐射沉积能量计算结果为6.7 × 10⁻⁸ MeV/g，结合反应堆一次屏蔽表面有效辐射中子发射率，计算中子吸收剂量率约为140 μGy/h；γ吸收剂量率计算结果为48 μGy/h。根据剂量当量率的计算式，

$ \dot H = \dot D \times Q \times N $

(3)

其中， $ \dot{H} $ 是剂量当量率， $ \dot{D} $ 是吸收剂量率，Q是辐射品质因数，N是修正因数，ICRP指定N为1，中子的辐射品质因数为10，γ的辐射品质因数为1^[5]；计算可得，中子的剂量当量率 $ {\dot{H}}_{n} $ 为1400 μSv/h，γ的剂量当量率 $ {\dot{H}}_{\mathrm{\gamma }} $ 为48 μSv/h。

2.2 实验测量计算结果

分别利用监测反应堆辐射的γ监测仪、中子监测仪实验测量，2台监测仪均位于堆舱的中部，γ监测仪与反应堆的距离为1 m，中子监测仪与反应堆的距离为0.5 m，与抢修人员模拟的位置一致。在反应堆自然循环工况下进行测量，由于进堆舱佩戴的呼吸器有效工作时间不小于30 min，所以测量时间定为30 min，每隔2 min记录一次数据，并把测量的数据分别进行拟合，所得拟合曲线如图1、图2。

图1拟合的曲线方程：Y_γ = −0.000 2x⁵ + 0.054 9x⁴ − 3.039 8x³ + 53.478x² − 142.39x + 1430

拟合曲线确定系数R² = 0.98,拟合程度较好。令Y_γ的导数为0，可得γ吸收剂量率最大值约为3945 μGy/h。计算辐射30 min的γ累积吸收剂量D_γ， ${D}_{{\rm{\gamma}}}=\displaystyle\int_{0}^{30} Y_{r} \mathrm{d} \mathrm{t}= $ $ 1\;377 {\rm{\mu}} \mathrm{Gy} $ 。

图2拟合的曲线方程：Y_n = −2E-06x⁶ + 0.000 2x⁵ − 0.006 1x⁴ + 0.114 5x³ − 1.316 6x² + 8.869 4x + 131.9

拟合曲线确定系数R² = 0.95，拟合程度较好。令Y_n的导数为0，可得中子吸收剂量率最大值约为159 μGy /h。计算辐射30 min的中子累积吸收剂量D_n，D_n = $\displaystyle\int_0^{30} {{Y_{\rm{n}}}}$ dt = 80 μGy。

应急抢修人员在堆舱受到的辐射包括中子辐射和γ辐射。有效剂量计算式为：

$ H=Q_{\mathrm{n}} \times {D}_{\mathrm{n}}+Q_{{\rm{\gamma}}} \times {D}_{{\rm{\gamma}}} $

(4)

其中，Q_n为中子辐射品质因数，值为10，Q_γ为γ辐射品质因数，值为1，D_n为中子累积吸收剂量，D_γ为γ累积吸收剂量^[8]。由于D_n = 80 μGy，D_γ = 1377 μGy，故H = 2.2 mSv，即抢修人员在30 min在堆舱受到的有效剂量。

3 讨　论

利用模型模拟计算的γ吸收剂量率为48 μGy/h，表示抢修人员位于反应堆前1 m位置受到的最大γ吸收剂量率；模拟计算的中子吸收剂量率约为140 μGy/h，表示抢修人员位于反应堆前0.5 m位置受到的最大中子吸收剂量率；而实验测得γ吸收剂量率最大值约为3945 μGy/h，中子吸收剂量率最大值约为159 μGy /h。通过对比，辐射模拟计算剂量率比实验测得最大剂量率小，分析原因，模拟计算的仅仅是反应堆的辐射值，而实验测量的数值不仅来自反应堆的辐射贡献，还包括一回路管路冷却剂和蒸汽发生器等核设施活化产物产生的辐射贡献，因此实验测量的数据较大。其中，γ辐射模拟计算和实验测得最大剂量率相差很大，是由于反应堆运行时，主冷却剂中的¹⁶O被中子照射产生活化，生成¹⁶N，同时释放大量γ射线，根据上述数据对比可知，所产生的γ辐射是反应堆产生的γ辐射近100倍，也就是一回路管路冷却剂和蒸汽发生器等核设施活化产物产生的γ辐射是反应堆产生的γ辐射近100倍；中子辐射模拟计算和实验测得最大剂量率相差较小，是由于反应堆运行时，主冷却剂活化产生的中子很少，约占0.039%，因此中子辐射的贡献主要来自于反应堆，一回路管路冷却剂和蒸汽发生器等核设施产生的中子辐射贡献很少。通过上述分析说明，反应堆运行时堆舱内γ辐射量比中子辐射量大，反应堆自身产生的中子辐射量比γ辐射量大，一回路管路冷却剂和蒸汽发生器等核设施活化产物产生的γ辐射量比反应堆γ辐射量大，而一回路管路冷却剂和蒸汽发生器等核设施活化产物产生的中子辐射量比反应堆中子辐射量小很多；也验证了利用蒙特卡洛方法模拟反应堆外照射计算的结果与反应堆实际辐射情况相符。

上述计算可知，抢修人员在30 min堆舱内受到的有效剂量为2.2 mSv，由于此计算条件是在堆舱中部，辐射水平最高，所以也是受到的最大有效剂量。根据国家规定的连续 5 年平均剂量不超过20 mSv^[10]，事故照射一次不应超过100 mSv^[5]，可安排人员轮流进堆舱抢修，每个人抢修时间最长可定为30 min，可完成核动力装置故障的抢修。而单个人员控制30 min所接受的辐射照射有效剂量小于3 mSv，远低于年剂量限值20 mSv，不会对人员的辐射安全产生影响。

总之，自然循环功率下进堆舱抢修，堆舱内γ辐射量比中子辐射量大，γ辐射对抢修人员危害大。接近反应堆抢修时，辐射危害主要来自于堆内的核裂变产生的中子辐射，且中子辐射大，重点考虑中子辐射的防护；接近一回路管路冷却剂和蒸汽发生器等核设施抢修时，辐射危害主要来自于它们的活化产物产生的γ辐射，且γ辐射很大，重点考虑γ辐射的防护。采取自然循环功率下，佩戴呼吸器，30 min轮流抢修的方式，不会对抢修人员的辐射安全产生明显危害，在安全范围之内。