刘晓强 邓志华 毛 飞 石秀强

1（上海核工程研究设计院有限公司 上海200233）

2（中国工程物理研究院化工材料研究所 绵阳621900）

反应堆压力容器（Reactor Pressure Vessel，RPV）及其内部构件受中子辐照而活化产生很强的放射性，是核电厂运行期间中子和光子辐射的重要来源。在反应堆正常运行工况下，从压力容器泄漏出来的中子和γ射线，一部分通过一次混凝土屏蔽墙泄漏出去，一部分顺着堆腔（RPV和一次混凝土屏蔽墙之间构成的空间）泄漏出去，形成堆腔辐射漏束。这些辐射漏束对安全壳内辐射剂量水平有重要影响。中子辐照会加速材料的老化，并引起中子活化且有些活化产物的半衰期很长，势必影响安全壳内维修期间的放射性剂量率。因此，堆腔漏束的屏蔽对于控制和降低反应堆主设备的活化水平具有重要的意义。为了降低操作人员以及安全区内设备的辐射剂量，减少中子活化产物的影响，在重要漏束方向增设中子屏蔽材料是有效的防护方式，不仅可以防止设备出现过度活化和老化，而且有利于防止运行人员接受的剂量超过国家规定的限值［1-3］。

第三代先进非能动压水堆核电厂反应堆堆腔共有三层辐射屏蔽组件（图1），分别位于RPV外部的上、中、下三个部位。这些屏蔽组件用以减少RPV上方、RPV接管段处、堆腔底部的辐射剂量，从而降低由于堆腔辐射漏束到达反应堆厂房各区域的辐射水平。屏蔽组件是由数个不同形状且内部填充耐高温中子屏蔽材料的不锈钢壳体组成，这种结构具有更加优异的中子屏蔽效果（CAP系列核电厂壳内剂量率小于1 mSv·h-1，其他主要堆型剂量率通常小于10 mSv·h-1）。……