薛 峰

(中广核核电运营有限公司，广东 深圳 518124)

0 引言

国内某核电厂发现蒸汽发生器所用保温不锈钢外壳被活化，接触剂量率为100～200 μSv/h；反应堆堆坑房间的保温盒被活化，接触剂量率最大400 μSv/h；某轮次大修期间执行“压力释放门检查”工作期间，发现压力释放门外的铁栅栏门及门锁被活化，现场测量接触剂量率达到400 μSv/h等。此类现象表明虽然某些金属设备不属于放射性系统或者没有与主回路冷却剂接触，但仍可能被中子活化而具有放射性(以下称为易活化非放设备)，因此控制区中还存在一些未被识别出的潜在放射性源项物质，并给控制区检修活动的辐射风险分析和防护带来隐患。

1 反应堆厂房功率运行期间中子分布评估

1.1 中子能谱分析

压水堆周围工作场所中子辐射由燃料棒内的235U裂变中子经过重生物屏蔽材料的慢化和散射形成，主要中子能量范围从热中子到10 MeV中子之间。通常包括三部分：0.4 eV以下(热中子)；0.4 eV～10 keV (1/En依赖的散射中子，En为中子能量，包括慢中子和中能中子)；10 keV～10 MeV (裂变中子及发生散射的中子，快中子)。

压水堆反应堆厂房的金属设备较多，这些金属材料中通常含有钴(Co)、镍(Ni)等元素，其中的59Co吸收热中子，经过俘获反应生成60Co，58Ni被快中子轰击，经过(n，p)反应生成58Co。

为了分析这些金属可能的活化情况，在反应堆厂房的各主要层面选择了测量点(见表1)，对这些点进行了中子能谱测量调查。

表1 反应堆厂房中子能谱测量点的描述

通过对调查的结果进行统计，各能区中子数目占比见表2。……