邱阳，李玉光，周高斌，谢国福，张尚林，胡甜，王晓童

（中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术重点实验室，成都 610041）

我国自主三代核电华龙一号HPR1000堆型的设计中，采用了严重事故下堆芯熔融物堆内滞留（即IVR）的安全策略，需要在反应堆压力容器（RPV）与保温层之间设置一定宽度的流道，从而实现严重事故工况下堆腔冷却水的注入与排出。然而，该流道结构的设置使得反应堆压力容器外部的辐射漏束空间增大，导致其上方人员操作平台处辐射剂量水平的超标风险急剧上升。

为解决这一问题，需要在辐射漏束由RPV至人员操作平台路径上的某一位置设置屏蔽措施。经由屏蔽与结构专业的迭代分析，明确了该屏蔽措施的设置位置与方法：在RPV换料密封支承环上端面设置一整圈辐射屏蔽组件，该组件上端与RPV顶盖法兰保温层底部相连，以“倒L形”插入堆腔密封环围成的空间内，具体结构如图1所示。根据某参考电站的经验，在初步设计时，该组件暂定由内侧的保温材料和外侧的屏蔽材料2部分组成，且屏蔽材料选用硼硅树脂SWX-237。根据该屏蔽材料供货商提供的资料，其工作温度限值为204 ℃，若长时间运行在超过温度限值的温度区间内，材料的物理状态可能会发生较为明显的改变。

图1 辐射屏蔽组件的布置及结构Fig.1 Location and structure of the radiation shield assembly

结合堆坑土建与通风专业的设计结果可知，该辐射屏蔽组件处于通风死区中，且组件与RPV外壁的间隙较窄，甚至有部分直接与RPV换料密封支承环接触，各类不利因素的叠加很可能导致屏蔽材料的实际温度超过其自身限值。……