铀燃料组件的γ辐射水平计算及防护建议

Calculation of Gamma Dose Rate of Uranium Fuel Component and Suggestions for Protection

摘要: 铀燃料元件厂操作²³⁵U富集度 ≤ 5%的铀物料，在设计和运行中，对操作铀物料的外照射危害，除采取时间和距离防护措施外，通常不采取屏蔽防护措施。本文以铀燃料元件厂组件组装工序为例，对组件辐射源进行分析并计算组件表面剂量率，给出外照射防护建议。文中重点对²³⁸U衰变子体^234mPa对γ剂量率的影响进行了分析计算。

Abstract: Uranium fuel fabrication facilities operate ²³⁵U uranium materials with enrichment less than or equal to 5%. In design and operation, shielding protection measures are usually not taken except for time and distance protection measures. In this paper, taking the assembly process of components in uranium fuel element factory as an example, the radiation source of components is analyzed, the dose rate on the surface of components is calculated, and some suggestions on external radiation protection are given. In this paper, the influence of ^243mPa of ²³⁸U decay daughter on γ dose rate is analyzed and calculated.

1. 概述

铀燃料元件厂以²³⁵U富集度为≤5%的核纯UF₆为原料，经化工转换制得UO₂粉末，再经过芯块制备、单棒制造、组件制造，最终制得燃料组件。

²³⁵U富集度小于5%的铀的辐射特性以α放射性为主，兼有一定的β、γ辐射。²³⁵U富集度为5%的铀各核素的放射性特性见表1。由于物料α衰变产生的γ射线能量低、强度小，物料本身及设备均能起到一定的自屏蔽作用。铀燃料元件厂目前自动化水平较高，基本不需要工作人员近距离接触物料，通常在设计中主要考虑内照射的防护。在物料大量暂存的岗位，γ辐射水平相对较高，如组件库房剂量率最高 > 50 μSv/h，因此，通常将物料暂存场所布置在独立的库房内，采取实体墙屏蔽。

但是，在组件组装过程中，组件吊装、转运时，需要工作人员短时接触组件，因此需关注组件γ射线对工作人员的外照射辐照危害。本文通过对铀同位素及其衰变子体的放射性分析和计算，给出具体防护建议。

Table 1. Isotopic composition and radiation characteristics of uranium enriched with U-235 of 5%

表1. U-235富集度为5%的铀同位素组成及其辐射特性

注：表中数据摘自《辐射防护手册第三分册辐射安全》 [1] 中表7.7。

2. 组件模型

除VVER堆型外，轻水压水堆燃料组件通常采用14 × 14至18 × 18根棒束作正方形排列结构。燃料棒外径约9~11 mm、长约4 m。组件中有16~24个燃料棒空位置为控制棒导向管，还有1个燃料棒空位置为堆内中子通量测量位置。AFA系列组件模型图见图1，燃料棒及组件主要技术参数见表2。UO₂理论密度10.96 g/cm³，但制备生坯芯块时添加有造孔剂，使得烧结后的UO₂芯块含有气孔，燃料棒内UO₂芯块不小于理论密度的95%，按95%考虑，取10.41 g/cm³，计算模型也按10.41 g/cm³考虑。

Figure 1. Model diagram of AFA series components

图1. AFA系列组件模型图

Table 2. Main technical parameters of AFA series fuel rods and components

表2. AFA系列燃料棒及组件主要技术参数

通常关注组件表面剂量率，因此，在计算模型中，不用考眠上下端座。燃料棒中活性区长度约3600 mm，远大于比组件截面边长214 mm，剂量率在活性区长度方向对称分布，最大剂量值出现在中间截面位置，只需关注在活性区长度方向中间截面位置。

在计算模型中，可以将组件简化为燃料棒、控制棒导向管和中子通量管。简化后的组件计算模型截面见图2。

Figure 2. Sectional view of component calculation model

图2. 组件计算模型截面图

3. 组件表面剂量率模拟计算

3.1. 仅考虑铀同位素γ能谱的组件剂量率

根据《辐射防护手册第一分册辐射源与屏蔽》 [2]，可以得到铀同位素的γ射线能量和绝对强度，将其归一化，可以得到仅考虑铀同位素的γ射线能谱，见表3。根据表2、表3可知，物料γ射线辐射强度为3.23光子/(gU∙s)，每个组件的装铀量约为461 kg。绝对强度是指每衰变中γ射线的份额。采用MC程序建模，对组件外表面γ剂量率进行模拟计算，仅考虑铀同位素的γ射线能谱，组件计算模型见图2。

计算得到的组件外表面γ剂量率见表4，根据表4计算结果可知，组件表面(1 mm处)剂量率为2.37 μSv/h，这与组件表面实际测量值(~60 μSv/h)相差较大。说明组件表面的剂量率不仅仅是铀同位素贡献，因此，需要对铀同位素的主要衰变子体进行分析并计算对剂量率贡献。

Table 3. Gamma spectra when only uranium isotopes are considered

表3. 仅考虑铀同位素的γ射线能谱

Table 4. Gamma dose rate on components surface when only uranium isotope is considered

表4. 仅考虑铀同位素时组件表面γ剂量率

3.2. 考虑^234mPa核素影响的组件剂量率

根据铀同位素的衰变链及子体射线能量分析，主要影响核素初步判断为²³⁸U的子体。²³⁸U主要衰变子体见图3，主要衰变子体放射性特征见表5。在²³⁸U衰变子体中，^234mPa发生β衰变产生的β粒子能量高、强度大，β粒子被自身(UO₂芯块)阻止，产生轫致辐射。在计算时，考虑^234mPa β粒子发生轫致辐射，产生的光子对γ能谱的影响。

Figure 3. Decay diagram of U-238

图3. U-238衰变图

Table 5. Radiation characteristics of the main decay daughters of uranium

表5. U-238主要衰变子体辐射特性

^234mPa衰变产生的β粒子能量为2.29 MeV，β粒子在物料中产生轫致辐射，转移给轫致辐射的能量分数为

$F=3.33\times {10}^{-4}{Z}_e\cdot E_{\max }$ (1)

式中： $E_{\max }$ 是β谱的最大能量，2.29 MeV；

$Z_e$ 是吸收β粒子的屏蔽材料(或靶核)的有效原子序数，87 (UO₂)。

计算得F = 0.0663，则轫致辐射能量为2.29 MeV × 0.0663 = 0.152 MeV/β粒子。

在屏蔽计算时，可假定轫致辐射的平均能量 $E_b$ 是入射β离子的最大能量的1/3，即轫致辐射平均能量E_γ = 0.6 MeV，强度为0.152 MeV/0.6MeV = 0.25。

由于²³⁸U半衰期(4.468 × 10⁹a)远大于其衰变子体²³⁴Th和^234mPa，²³⁸U和^234mPa放射性长期平衡，因此子体^234mPa与母体²³⁸U的放射性活度相等。

考虑^234mPa β粒子的轫致辐射及其β衰变产生的γ射线后物料的γ能谱见表6。

组件表面γ剂量率计算结果见表7。

Table 6. Gamma spectrum considering the influence of Pa-234m

表6. 考虑Pa-234m影响的γ能谱

Table 7. Gamma dose rate on components surface considering the influence of Pa-234m

表7. 考虑Pa-234m影响的组件表面γ剂量率

根据表7计算结果可知，组件表面处γ剂量率较高，表面1 mm处的剂量率为68.251 μSv/h。对比和仅考虑铀同位素时的γ剂量率可以判断，^234mPa β粒子的轫致辐射是γ剂量率的主要来源。

4. 结论及防护建议

由上文分析可知，工作人员直接接触操作组件时，由于组件表面的剂量率较大，工作人员会受到一定的辐射剂量。根据在组件库房工作的人员外照射剂量监测数据统计，均小于国家标准规定的限值。从监测数据，由于操作时间有限，即使不采取额外的防护措施，也是可以接受的，但不符合最优化原则。在实际操作中，对工作人员进行操作培训，应尽可能减少与组件的近距离接触；佩戴合适的手套可有效降低γ射线对工作人员肢端的辐照危害；并对手部剂量进行监测。设计时也应考虑尽可能提高自动化水平，减少人工干预。