楊　曉， 鄭開云

(上海發(fā)電設(shè)備成套設(shè)計研究院， 上海 200240)

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核電設(shè)備輻照老化鑒定方法研究

楊曉， 鄭開云

(上海發(fā)電設(shè)備成套設(shè)計研究院， 上海 200240)

摘要：介紹了核電廠內(nèi)的輻照環(huán)境以及核輻射對設(shè)備損傷機理的分析，論述了核安全級設(shè)備的輻照老化鑒定方法以及輻照老化試驗設(shè)施，并以核電廠安全殼電氣貫穿件為例，探討了輻照老化鑒定的分析計算及試驗過程。

關(guān)鍵詞：核電設(shè)備； 鑒定； 輻照老化；60Co源； 軔致輻射

根據(jù)核安全法規(guī)要求，核安全設(shè)備需要通過鑒定以證明該設(shè)備在核電廠壽期內(nèi)(60年)，在各種預(yù)期的正常運行和事故工況下，能夠履行規(guī)定的安全功能。我國正在積極發(fā)展核電，核電設(shè)備，特別是用于第三代核電機組的設(shè)備的國產(chǎn)化程度也在不斷提高，核安全級設(shè)備鑒定的需求也相應(yīng)快速增長。為確保核安全設(shè)備鑒定結(jié)果可靠、有效，鑒定方法研究和實踐經(jīng)驗的積累至關(guān)重要。

由于核電廠內(nèi)工作環(huán)境十分復(fù)雜，環(huán)境鑒定是設(shè)備鑒定的重要內(nèi)容，其中位于核電廠安全殼內(nèi)和部分殼外的設(shè)備，還需要考慮輻照老化對設(shè)備的影響。因此，在鑒定試驗時需要將設(shè)備置于輻照場中經(jīng)受其在實際核電廠正常運行和設(shè)計基準(zhǔn)事故工況下可能受到的輻照劑量，以驗證設(shè)備在核電廠的輻照環(huán)境下仍然可以執(zhí)行其安全功能。

筆者介紹了核電廠內(nèi)的輻照環(huán)境及核輻射對設(shè)備的損傷機理、輻照老化鑒定要求、輻照老化鑒定試驗的輻照源，并且以核電廠安全殼電氣貫穿件為例探討了輻照老化鑒定過程。

1輻照環(huán)境及輻照老化

1.1 核電廠輻照環(huán)境

核電廠的輻照環(huán)境中包括α、β、γ和中子四種輻照射線類型。α射線的穿透性最差，在空氣中的射程只有幾厘米，因此它只對薄膜或直接接觸的表面材料有顯著作用；β射線的穿透能力較強，而γ射線的穿透性最強。大多數(shù)設(shè)備在其正常壽命周期中暴露在不同能量的γ輻射中，一部分設(shè)備暴露在不同能量的β和中子輻射中。絕大部分中子為反應(yīng)堆反射層所阻擋，因此除對堆芯構(gòu)件產(chǎn)生影響外，中子僅影響貼近反應(yīng)堆布置的電儀設(shè)備，對絕大部分電儀設(shè)備而言，其輻照貢獻是可以忽略的。在發(fā)生事故的環(huán)境下，包含較高水平的γ和β輻射；因此，對核安全設(shè)備的輻照老化試驗主要考慮γ和β射線的輻照劑量[1]。核電廠中的設(shè)備受到照射的劑量是由設(shè)備所處的位置、輻射源的分布和屏蔽效應(yīng)決定的。

1.2 輻照老化機理

核輻射對材料的影響效應(yīng)主要有位移損傷和電離損傷兩種形式。γ和β輻射通過電離損傷效應(yīng)對有機材料造成輻照老化作用，但對無機材料無明顯損傷。一般情況下，有機材料的工程特性隨輻照劑量的增大而劣化，對于有機高分子材料，輻照損傷會引起長分子鏈斷裂，使材料失去彈性、開裂、發(fā)生脆化，導(dǎo)致設(shè)備或部件機械性能、電氣性能的下降。

1.3 輻照老化鑒定要求

通常，對于含有機材料的核安全設(shè)備，必須根據(jù)其所處的輻照環(huán)境，在鑒定序列中考慮輻照老化效應(yīng)，并通過輻照老化試驗和分析，證明其在受到核電廠正常運行和設(shè)計基準(zhǔn)事故下的輻照作用后仍達(dá)到其規(guī)定的性能指標(biāo)。

在鑒定大綱中，輻照老化鑒定方案應(yīng)根據(jù)設(shè)備所處環(huán)境區(qū)域酌情考慮。以AP1000核電廠為例[2]，對于處于嚴(yán)苛環(huán)境中的設(shè)備，需要考慮正常運行和事故工況下的輻照；處于和緩環(huán)境區(qū)域的設(shè)備，一般不需要考慮輻照的影響；處于輻照嚴(yán)苛環(huán)境區(qū)域的設(shè)備，需要考慮正常運行工況的輻照。

2輻照老化試驗設(shè)施

輻照老化的試驗設(shè)施用于模擬核電廠的輻照環(huán)境。目前的輻照試驗中，γ輻射由濃縮的同位素源，如60Co或137Cs提供，β輻射由電子加速器提供。不同類型的輻照可以分別進行，由于無法完全匹配能譜，輻照模擬試驗通常是根據(jù)“相同劑量-相同損傷”的概念，用γ輻射的同位素源對敏感材料和部件提供其在真實電廠環(huán)境中所受輻照等量的或更高量的輻照劑量。美國的研究人員分別在60Co源和假設(shè)的LOCA(冷卻劑喪失)事故中β和γ的混合輻照環(huán)境中進行試驗，對分別得到的深度-劑量曲線進行比較，得到的結(jié)論證明了60Co源可以模擬反應(yīng)堆電纜的化學(xué)和物理特性的衰減[1]。因此，可以用60Co源照射來模擬核電廠的輻照環(huán)境，以實現(xiàn)核設(shè)備的輻照老化試驗。采用γ輻照代替β輻照，γ的總的合成劑量應(yīng)保守性地與β總劑量等效。

3核電設(shè)備輻照老化鑒定實例

電氣貫穿件安裝在核電廠安全殼上，一端在殼內(nèi)，另一端在殼外，其作用為貫穿安全殼的電氣連接功能，并作為安全殼屏障的一部分。電氣貫穿件中的饋通線、密封件、端子排等有機材料部件會受到輻照的影響而產(chǎn)生材料退化，因此電氣貫穿件需要經(jīng)受試驗總劑量為正常運行期間的累積劑量和事故工況劑量之和的輻照老化試驗，包括γ和β輻照。下文中，以電氣貫穿件為例探討輻照老化鑒定過程。

3.1 β輻照的等效處理

β輻射的穿透能力很大程度上取決于吸收材料的密度，非常致密的材料對阻停β輻射非常有效。例如1 MeV的β粒子在透明合成樹脂中的最大穿透力約為3 mm，而在鐵中的穿透力則減少到約為0.5 mm。但是β粒子受到屏蔽材料的阻停而驟然減速會產(chǎn)生軔致輻射，從而產(chǎn)生具有連續(xù)譜的X射線，這是非常低能量的γ輻射。

對于有金屬層防護的情況，如電氣貫穿件不銹鋼端子箱的防護(見圖1)，端子箱可以屏蔽β粒子，但被端子箱阻擋的β粒子由于打到靶物質(zhì)上的相互作用而產(chǎn)生軔致輻射，因此有必要計算β射線在打到屏蔽層上后產(chǎn)生的軔致輻射的能量強度。對被屏蔽的有機材料進行輻照老化鑒定試驗的總劑量應(yīng)為正常運行和事故工況下的累積γ輻照劑量及β射線被屏蔽后產(chǎn)生的等效γ輻照劑量之和再加上裕量。

以下分別用經(jīng)典理論計算和計算機模擬分析兩種方法來評估β輻射受端子箱屏蔽后產(chǎn)生的軔致輻射的劑量。

3.1.1 經(jīng)典理論計算

入射帶電粒子在介質(zhì)中每單位路徑長度上損失的平均能量用阻止本領(lǐng)來表述。β粒子打到靶物質(zhì)上的總阻止本領(lǐng)(Stot)分為輻射阻止本領(lǐng)(Srad)和碰撞阻止本領(lǐng)(Scol)，碰撞阻止本領(lǐng)對應(yīng)電離損失，記作col；輻射阻止本領(lǐng)對應(yīng)軔致輻射損失，記作rad。產(chǎn)生的Srad對Scol的比例是：

(1)

Stot=Srad+Scol

(2)

(3)

式中：EK0為入射β粒子的初始動能，MeV。

由式(1)、式(2)和式(3)得到：

(4)

計算電氣貫穿件端子箱的屏蔽效應(yīng)，端子箱的材質(zhì)是316L不銹鋼，其主要成分為67%鐵、18%鉻和15%鎳，鐵、鉻、鎳的原子序數(shù)分別為26、24、28。因為原子序數(shù)越大，產(chǎn)生的軔致輻射能量越大，出于保守，取最大的原子序數(shù)28。核衰變的β粒子能量一般為0～3 MeV，取其最大值3 MeV，代入式(4)計算得到Rrad= 0.049。因此使用β能量的最大極值得到產(chǎn)生的軔致輻射能量是入射β能量的4.9%。

3.1.2 計算機模擬

采用蒙特卡羅數(shù)值模擬計算方法，用計算粒子輸運和與物質(zhì)相互作用的工具——Fluka軟件來模擬分析β輻照的屏蔽效應(yīng)。將電氣貫穿件端子箱視作一個立方體，忽略內(nèi)部構(gòu)件，輻射敏感區(qū)包括整個端子箱內(nèi)部空間。同樣保守假設(shè)β粒子能量為3 MeV?？紤]射線同時從端面和四個側(cè)面方向平行束均勻入射，總輻照劑量為270 Mrad(設(shè)計基準(zhǔn)事故β輻照總劑量)。電氣貫穿件端子箱的β輻射屏蔽計算模型見圖2。

經(jīng)過計算機模擬，從端面的軔致輻強度最大，所以圖3給出了屏蔽后端子箱前端板內(nèi)表面附近空氣中輻射劑量分布曲線，空氣中輻射劑量的最高點為0.52 Mrad，平均輻射劑量為0.38 Mrad。

用計算和軟件分析兩種方法得到的軔致輻射的劑量均遠(yuǎn)小于入射的β輻射劑量的10%，出于保守考慮，在實際對電氣貫穿件進行輻照老化試驗時將β輻照入射劑量等效為10%的γ輻照劑量。

3.2 輻照老化試驗

輻照老化試驗總的劑量包括γ輻照劑量和等效β輻照劑量，以及規(guī)定的裕量。

在中科院上海輻照中心進行電氣貫穿件饋通線的輻照老化試驗。該基地的60Co源為雙柵板源，試驗樣品置于兩塊板源之間的擱架上，根據(jù)試樣所處位置的劑量率確定試驗時間，使試樣最終受到試驗要求的總劑量的照射。輻照廳的示意圖見圖4。由于60Co的γ射線能量高、穿透力強，一般采用鋼筋混凝土建造輻照試驗室，并且在試驗室入口處設(shè)迂回通道，以防止γ射線的散射影響到操作控制室[4]。

在經(jīng)過輻照老化試驗后，電氣貫穿件饋通線表面無異常變化，并且通過了隨后進行的功能試驗，各項性能指標(biāo)達(dá)到規(guī)定值，證明電氣貫穿件通過了輻照老化鑒定試驗。

4結(jié)語

筆者通過對核電廠內(nèi)的輻照環(huán)境以及輻射對設(shè)備損傷機理的分析，論述了核電廠安全殼內(nèi)的含有機材料的設(shè)備需要進行輻照老化鑒定的必要性以及輻照試驗設(shè)施輻照源的選取原則。以核電廠安全殼電氣貫穿件的輻照老化鑒定為例，對β輻射受到金屬層屏蔽后產(chǎn)生的韌致輻射進行了計算和分析，成功地將β輻射轉(zhuǎn)換為等效的γ輻射，并介紹了電氣貫穿件采用60Co源進行γ射線輻照老化試驗的實施過程。由于核電廠中不同設(shè)備的結(jié)構(gòu)和材料有所不同，所以輻照劑量的確定應(yīng)結(jié)合實際情況全面分析，并考慮現(xiàn)有的試驗設(shè)施能力制定和優(yōu)化試驗方案。

參考文獻：

[1] Bruce M B, Davis M V. EPRI NP-2129: Radiation effects on organic materials in nuclear plants[R]. California, US: Electric Power Research Institute, 1981.

[2] 林誠格.非能動安全先進壓水堆核電技術(shù)[M]. 北京：原子能出版社，2010：942-945.

[3] Ervin B. Podgor?ak. Radiation physics for medical physicists[M]. Germany: Springer-Verlag Berlin Heidelberg, 2006：156-158.

[4] 邢曉春.伽瑪輻照室及附屬設(shè)施的建筑設(shè)計[J]. 東南大學(xué)學(xué)報, 1998, 28(4)：70-76.

Investigation on Qualification Method for Radiation Aging of Nuclear Equipment

Yang Xiao, Zheng Kaiyun

(Shanghai Power Equipment Research Institute, Shanghai 200240, China)

Abstract：An introduction is presented to the radiation environment in nuclear power plant and the damage mechanism of radiation to the equipment, together with a description to the radiation aging qualification for nuclear safety-related equipment and the radiation aging test facilities. As an example, the qualification method for reactor electrical penetrations is discussed, covering the calculation, analysis and test process of radiation aging qualification.

Keywords：nuclear equipment qualification; radiation aging;60Co source; bremsstrahlung

收稿日期：2015-11-02

基金項目：國家科技重大專項(2013ZX06005004)

作者簡介：楊曉(1976—)，女，工程師，主要從事核電設(shè)備鑒定工作。E-mail: yangxiao@speri.com.cn

中圖分類號：TM623.4

文獻標(biāo)志碼：A

文章編號：1671-086X(2016)03-0156-04