CANDU6型重水反应堆装料区γ辐射源的来源分析及降低剂量率的建议.pdfVIP

第 卷 第 期 辐 射 防 护 26 2 VoI . 26 No .2 年 月 Radiation Protection 2006 3 Mar . 2006 !!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!!! ·工作简报· CANDU6 型重水反应堆装料区 辐射源的 ! 来源分析及降低剂量率的建议 李厚文 王德忠 王 斌 （上海交通大学机械与动力工程学院，上海， ） （秦山第三核电有限公司，浙江海盐， ） 200030 3l4300 摘 要 在秦山第三核电厂 号机组反应堆功率的调试阶段中，发现反应堆端面（ ）区域人工装 l Rl- ll0 料点的剂量率远大于最终安全分析报告中规定的0 . 025 mSv/ 1 ，虽采取许多措施，后来平均剂量率仍在 0 .05 mSv/ 1 左右。后对剂量的主要贡献的分析表明，主要是能量为 5ll keV 的 射线，并从剂量率变化 ! l7 分析核素的半衰期，表明 剂量率主要贡献是 的正电子湮没辐射。根据本文的分析，采用延迟 Rl- ll0 F 法可大幅度减小 Rl- ll0 区域辐射源项，降低场所剂量率，能够使该区域装换料人员每年集体剂量减少 66 .56 mSv 。 关键词 正电子发射核素 能谱分析 延迟 l7 F 拟合 后来又在 区域安装永久钢屏蔽， 1 引言 Rl-ll0 Rl-ll0 年 月，在功率调试中进行电站屏蔽 装新燃料处的剂量率有所下降，但下降幅度较 2002 ll 调查中发现反应堆厂房反应堆端面 （ ） 小，平均剂量率仍在 0 . 05 mSv/ 1 左右，问题没 Rl-ll0 人工换料处（见图 ）的剂量率比较大，远大于 有得到彻底的解决。安装的永久钢屏蔽只是对 l 其上部的 个 注入口进行有效的屏蔽，而 电站最终安全分析报告（ ）中所规定的 3 LISS FSARl2 下部的 个 注入口却无法屏蔽，这是屏蔽 0 .025 mSv/ 1 。Rl-ll0 为反应堆厂房可出入区 3 LISS