胡屹鵬

(福建福清核電有限公司，福建 福清 350318)

活化腐蝕產(chǎn)物中的58Co，是壓水堆核電廠外照射劑量的主要貢獻(xiàn)核素之一，特別是在壓水反應(yīng)堆前三次循環(huán)周期內(nèi)，其γ劑量率貢獻(xiàn)占比普遍超過40%[1]。盡可能的去除、減少放射性鈷，是壓水堆核電廠輻射防護(hù)的核心課題。影響58Co向工藝系統(tǒng)釋放、沉積的因素，主要包括pH值、氧化和還原環(huán)境、溫度等。目前，核電行業(yè)采用的抑制含鈷活化腐蝕產(chǎn)物生成的方式包括：功率運行期間一回路偏堿性pH值運行、一回路注鋅等，并取得了有效的實踐成果。

溫度對活化腐蝕產(chǎn)物溶解度的影響，普遍的認(rèn)識是在機(jī)組啟、停階段，具有負(fù)溫度系數(shù)，通過降低一回路冷卻劑溫度，可以提升活化腐蝕產(chǎn)物的溶解度。該方法不僅減少了活化腐蝕產(chǎn)物在工藝系統(tǒng)中的沉積，且利于提高除鹽床凈化溶解態(tài)58Co核素的效率，從而降低電廠整體的外照射劑量率水平。但在福清核電廠的輻射防護(hù)實踐中，發(fā)現(xiàn)并證實了含58Co活化腐蝕產(chǎn)物的溶解度，并非始終保持負(fù)溫度系數(shù)。通過運用溶解度的溫度系數(shù)變化原理，可以更加靈活地實現(xiàn)特殊區(qū)域的58Co去除，進(jìn)而降低輻射水平。

1 機(jī)組停堆后一回路冷卻劑中58Co的活度濃度變化

壓水堆核電廠普遍使用Inconel 690鎳基合金，作為反應(yīng)堆壓力容器部件、蒸汽發(fā)生器傳熱管等一回路部件材料。在機(jī)組運行過程中，這些材料發(fā)生腐蝕、磨損、被反應(yīng)堆堆芯中子活化，最終生成以鎳-鈷鐵酸鹽(NixFe3-xO4,CoyFe3-yO4,NixCoyFe3-x-yO4)為主要成分的活化腐蝕產(chǎn)物。活化腐蝕產(chǎn)物是停堆后堆外輻射場的主要源項貢獻(xiàn)。

反應(yīng)堆停堆過程中，隨一回路硼化，冷卻劑的pH值逐漸降低，形成酸性環(huán)境。正常運行時，一回路pH值為7.2左右，溫度到80 ℃時，pH值已降低至4.7以下。酸性環(huán)境有利于活化腐蝕產(chǎn)物中58Co的溶解，并進(jìn)入各工藝系統(tǒng)的除鹽裝置，完成58Co的去除凈化。

1.1 58Co的產(chǎn)生與γ外照射貢獻(xiàn)

Inconel 690中，鎳為主要占比元素，質(zhì)量占比超過60%。活化腐蝕產(chǎn)物中的鎳，進(jìn)入堆芯后發(fā)生如下反應(yīng)，生成58Co：

58Ni(n，p)58Co

由于58Ni在Inconel 690中占比高，通過核反應(yīng)生成的58Co對機(jī)組整體的輻射水平影響顯著。58Co兼具β-和γ放射性，是壓水反應(yīng)堆早期循環(huán)中γ外照射和表面污染的主要源項。根據(jù)福清核電廠1號機(jī)組前4個燃料循環(huán)的堆外輻射源項調(diào)查結(jié)果，大多數(shù)情況下58Co為γ外照射劑量貢獻(xiàn)最高的核素。

表1 福清核電廠1號機(jī)組第1～4次燃料循環(huán)堆外輻射源項調(diào)查中58Co對γ劑量率貢獻(xiàn)[1] Tab.1 The contribution of 58Co to γ dose rate of 1st to 4th fuel cycle radiation source survey in unit 1 of Fuqing Nuclear Power Plant

1.2 反應(yīng)堆停堆后一回路58Co活度濃度變化

福清核電廠4號機(jī)組，在第二運行循環(huán)過程中，執(zhí)行某次停堆檢修，在停堆第1天，一回路達(dá)到機(jī)組冷停堆溫度，并完成了硼化，一回路已變化為酸性環(huán)境。停堆第3天，因工作需要，機(jī)組開始降溫，最終停留至80 ℃平臺。因提前完成了硼化，一回路硼濃度保持恒定。

持續(xù)監(jiān)視一回路溫度，并與一回路冷卻劑樣品中的58Co活度濃度進(jìn)行對比，結(jié)果示于圖1。由圖1可見，在停堆第3天一回路開始降溫前，58Co活度濃度始終保持穩(wěn)定；一回路開始降溫后，58Co活度濃度立即上升，在停堆第5天達(dá)到最高活度濃度時，數(shù)值為停堆前3天穩(wěn)定值的244倍。可以看出，在80 ℃以上的酸性環(huán)境中，隨溫度降低，含58Co活化腐蝕產(chǎn)物的溶解度逐漸增大，即含58Co的活化腐蝕產(chǎn)物溶解度，具有負(fù)溫度系數(shù)，溫度越高，溶解度越低。

通過電廠輻射監(jiān)測系統(tǒng)的反應(yīng)堆冷卻劑γ活度監(jiān)測道，連續(xù)監(jiān)測一回路冷卻劑的γ劑量率，結(jié)果示于圖2。由圖2可見，在停堆第4天，一回路58Co活度濃度持續(xù)上升一段時間后，一回路冷卻劑的γ劑量率開始升高。在停堆第5天達(dá)到最高點時，γ劑量率是前期穩(wěn)定值的1.5倍。由于一回路58Co活度濃度大幅上升，一回路冷卻劑的γ劑量率水平也被整體提高。

本次停堆和標(biāo)準(zhǔn)氧化停堆相比，一回路溫度都降低至80 ℃，不同的是，本次停堆沒有加入H2O2，也沒有開啟一回路邊界，因此一回路沒有進(jìn)入氧化環(huán)境。在標(biāo)準(zhǔn)氧化停堆過程中，機(jī)組快速降溫至活化腐蝕產(chǎn)物溶解度較高的80 ℃后，一回路被注入H2O2，促進(jìn)了沉積在堆芯和一回路設(shè)備內(nèi)表面的活化腐蝕產(chǎn)物因氧化反應(yīng)快速溶解。在此狀態(tài)下，保持主泵運行，啟動最大下泄流量，充分發(fā)揮除鹽床的凈化能力，可以盡可能地減少以58Co為代表的放射性核素，從而實現(xiàn)對一回路整體γ輻射水平的降低。

圖1 一回路降溫過程中58Co活度濃度變化Fig.1 The 58Co activity variation during the RCS cooling

圖2 58Co活度濃度對一回路劑量率的影響Fig.2 Effect of 58Co specific activity to RCS γ dose rate

福清核電廠302大修氧化停堆過程中，一回路總γ活度峰值達(dá)到599 709 MBq/t，其中58Co占比50%，為297 850 MBq/t；停運最后一臺主泵時，總γ活度降低至17 004 MBq/t，其中58Co占比68%，為11 608 MBq/t?？偊脙艋蕿?7.16%，58Co凈化效率為96.10%，該實踐大幅降低了堆芯和一回路內(nèi)的活化腐蝕產(chǎn)物活度，為后期工作人員開展放射性工作，創(chuàng)造了良好的環(huán)境。

從80 ℃以上溫度區(qū)間內(nèi)，含58Co的活化腐蝕產(chǎn)物溶解度具有負(fù)溫度系數(shù)的現(xiàn)象可知：電廠氧化停堆期間，通過快速降低一回路溫度來溶解58Co，再實施充分凈化去除58Co，具有充分的理論依據(jù)，但最終效果還取決于凈化時間，若凈化不充分，經(jīng)氧化反應(yīng)脫落、釋放至一回路內(nèi)的大量活化腐蝕產(chǎn)物，將分散沉積在一回路各處，反而會提升工作場所的輻射水平。

2 乏燃料水池內(nèi)58Co活度濃度變化

福清核電廠在執(zhí)行401換料大修期間，乏燃料水池(乏池)區(qū)域的γ輻射水平發(fā)生異常升高。在燃料組件全部完成卸載、存放在乏池后，4號機(jī)組乏池區(qū)域γ輻射水平持續(xù)上漲，乏池表面10 cm處輻射水平最高達(dá)到了107.30 μSv/h，裝卸料機(jī)操作站劑量率水平超過60 μSv/h。根據(jù)福清核電廠及同行電廠運行經(jīng)驗，正常換料大修期間，在不執(zhí)行燃料操作時，乏燃料水池表面正常γ劑量率不超過10 μSv/h[2]。

燃料組件完全卸載至乏池后，會增加乏池內(nèi)的輻射源項，進(jìn)而對乏池表面的γ劑量率水平造成影響，表3列出了福清核電廠歷次大修期間完全卸料后乏池表面的最高γ劑量率水平。對比福清核電廠歷次大修完全卸料后的乏池表面最大γ劑量率，可以看出，除401大修外，乏池表面γ劑量率從未超過60 μSv/h。從歷史數(shù)據(jù)可以看出，燃料組件本身的γ輻射水平，不是導(dǎo)致本次乏池γ劑量率異常升高的主要原因。

表2 福清核電廠完全卸料后乏池表面最高γ劑量率水平Tab.2 Max SFP(Spent fuel pool) surface γ dose rate values after complete fuel unloading in Fuqing NPP

該區(qū)域后續(xù)還將連續(xù)執(zhí)行燃料組件離線啜吸檢查、燃料組件和相關(guān)組件倒換工作，累計人工時超過160 人·h，若保持該輻射水平，將產(chǎn)生20 人·mSv的額外集體劑量。

2.1 58Co活度濃度升高導(dǎo)致乏池水面劑量率上升

對乏池水樣進(jìn)行了核素分析，結(jié)果如表3所示。卸料后，乏池內(nèi)58Co活度濃度持續(xù)升高，其活度濃度在乏池水樣總γ活度濃度的占比也隨之增大，峰值活度濃度較卸料前提升了109倍，乏池水面γ劑量率也隨之達(dá)到最大值。

表3 福清核電廠401大修乏池表面γ劑量率與58Co活度濃度Tab.3 Max SFP(Spent fuel pool) surface γ dose rate values after complete fuel unloading in Fuqing NPP

經(jīng)測量，乏池水平區(qū)域γ劑量率水平呈均勻分布，并非由于放射性熱點沉積，導(dǎo)致局部的劑量率水平升高。綜上，可以認(rèn)定乏池內(nèi)58Co活度濃度的大幅提升，導(dǎo)致了乏池水面γ劑量率上漲。由于乏池整體γ劑量率水平均勻升高，γ光子可以從各角度對燃料操作臺產(chǎn)生影響，因此無法通過屏蔽方式降低操作臺處的劑量率水平。分析卸料后58Co在乏池內(nèi)大量釋放的根本原因，去除58Co源項，是降低本次工作集體劑量的關(guān)鍵。

2.2 58Co活度濃度升高原因分析

燃料組件卸載至乏池后，將對池內(nèi)的輻射環(huán)境造成一系列影響。

2.2.1新增的活化腐蝕產(chǎn)物

反應(yīng)堆長時間運行在負(fù)溫度系數(shù)環(huán)境下，活化腐蝕產(chǎn)物將在溫度較低的冷卻劑中溶解，并在經(jīng)過溫度較高的堆芯時，沉積在表面積占比較大的燃料組件表面[3]。因此，在燃料組件卸載至乏池后，隨之而來的，也有組件表面大量沉積的活化腐蝕產(chǎn)物。

2.2.2pH值和凈化能力

乏池是反應(yīng)堆換料腔和乏燃料水池冷卻及處理系統(tǒng)(PTR系統(tǒng))的核心部分，為降低乏池輻射水平，PTR系統(tǒng)設(shè)置了過濾和除鹽裝置，對乏池水進(jìn)行凈化。此外，乏燃料水池始終保持在酸性環(huán)境，酸性環(huán)境利于活化腐蝕產(chǎn)物溶解，配合系統(tǒng)的過濾、除鹽功能，可以在26小時內(nèi)完成一次對乏燃料水池內(nèi)所有水體的凈化。表4列出了福清核電廠PRT系統(tǒng)的凈化參數(shù)。由表4可見，PTR系統(tǒng)的凈化能力有一定局限性，燃料組件卸載至乏池后，若乏池內(nèi)的58Co釋放速率超過PTR系統(tǒng)凈化速率，將導(dǎo)致乏池內(nèi)58Co比活度持續(xù)升高。

表4 福清核電廠PTR系統(tǒng)凈化參數(shù)Tab.4 Purification Parameters of PTR System in Fuqing NPP

2.2.3乏池溫度變化

已輻照的燃料組件，在停堆卸載出反應(yīng)堆初期，仍將持續(xù)釋放余熱，乏池水溫度將隨卸料工作推進(jìn)而升高。歷次換料大修經(jīng)驗均表明，燃料組件卸載至乏池初期，乏池水溫度將大幅提升。圖3給出了福清核電廠102大修期間乏燃料水池溫度變化趨勢。由圖3可見，卸料后第2天，乏池水溫度明顯升高。

圖3 福清核電廠102大修期間乏燃料水池溫度變化趨勢Fig.3 SFP water temperature trend during outage 102 of Fuqing NPP

由于溫度變化顯著，燃料組件進(jìn)入乏池后，其表面的活化腐蝕產(chǎn)物溶解度，也將產(chǎn)生變化。

綜上，影響卸料后乏池58Co活度濃度的因素，包括卸載的燃料組件數(shù)量(活化腐蝕產(chǎn)物源項)、乏池溶液pH值(活化腐蝕產(chǎn)物溶解度)、乏池過濾、除鹽流量(58Co凈化速率)、乏池溫度(活化腐蝕產(chǎn)物溶解度)，其中：

(1)401大修卸料完成后，乏池內(nèi)貯存的組件包括第一循環(huán)使用的157根已輻照組件，以及第二循環(huán)將要使用的部分新組件，不多于往次換料大修。

(2)乏池硼濃度穩(wěn)定，pH值穩(wěn)定在4.7～4.8。

(3)乏池過濾、除鹽回路始終保持全流量運行。

上述三個因素，與往次大修情況基本一致，導(dǎo)致58Co活度濃度異常升高的可能性較小。影響58Co活度濃度的關(guān)鍵因素，極有可能指向乏池溫度變化。

2.3 乏燃料水池溫度變化對活化腐蝕產(chǎn)物溶解度的影響

經(jīng)對比，401大修卸料完成后，乏池溫度與往次大修有較大差異，如圖4所示。正常大修期間，乏池最高溫度普遍分布于31 ℃至33 ℃，而401大修乏池最高溫度達(dá)到了46.78 ℃，接近常規(guī)大修的1.5倍。由于乏池內(nèi)58Co的比活度直接影響乏池劑量率，可以通過分析乏池溫度和乏池γ劑量率水平的連續(xù)變化趨勢，得到溫度對活化腐蝕產(chǎn)物溶解度的影響。使用乏池水溫溫度計、乏池池邊γ劑量率監(jiān)測道持續(xù)監(jiān)測二者變化趨勢，繪制成圖5所示的401大修期間乏池水溫溫度和池邊γ劑量率變化趨勢，將變化趨勢劃分為4個時間段，可以看出：

圖4 福清核電廠換料大修期間乏燃料水池最高溫度對比Fig.4 Comparison of maximum SFP water temperature during Fuqing NPP Outages

圖5 福清核電廠401大修期間乏池水溫溫度和池邊γ劑量率趨勢Fig.5 SFP water temperature &γ dose rate trend during outage 401

(1)γ劑量率變化滯后于溫度變化：

時間段1：乏池溫度在7月26日12:00開始上升，γ劑量率隨后在7月27日22:00開始上升；

時間段3：溫度于8月11日14:00開始上升，8月12日20:00結(jié)束上升，γ劑量率隨后于8月11日21:00開始上升，8月13日13:00結(jié)束上升。

(2)在乏池溫度的波動區(qū)間內(nèi)，γ劑量率與乏池溫度正相關(guān)，即活化腐蝕產(chǎn)物溶解度與乏池溫度正相關(guān)：

時間段1：乏池溫度大幅上升，γ劑量率也大幅上升；

時間段2：乏池溫度有2次明顯的上升、下降波動，γ劑量率也發(fā)生2次明顯的上升、下降波動；

時間段3：乏池溫度有1次大幅提升，γ劑量率也出現(xiàn)1次大幅提升，并達(dá)到整個大修最高水平；

時間段4：乏池溫度有3次明顯的上升、下降波動，γ劑量率也發(fā)生3次明顯的上升、下降波動；

每一次乏池溫度下降后，γ劑量率均顯著的降低。

綜上，可以認(rèn)為：在乏池的溫度波動區(qū)間內(nèi)，含58Co的活化腐蝕產(chǎn)物，其溶解度具有正溫度系數(shù)效應(yīng)。由于乏池溫度上升，58Co活度濃度隨溶解度提高而明顯增大，最終導(dǎo)致了乏池γ劑量率升高。

值得注意的是，在時間段3中，乏池溫度上升至41.35 ℃后，長時間穩(wěn)定在40 ℃以上，而γ劑量率在達(dá)到了峰值水平之后，出現(xiàn)了如圖6所示的勻速下降趨勢，直至乏池溫度再次上升，γ劑量率又開始回升。

圖6 PTR除鹽裝置對乏燃料水池的持續(xù)凈化Fig.6 SFP Continuous Purification by PTR Demineralizer

經(jīng)查，在401大修期間，PTR除鹽裝置始終保持全流量運行。乏池溫度恒定后，γ劑量率即開始勻速下降，證明活化腐蝕產(chǎn)物的溶解度在恒溫狀態(tài)下不再升高，由于PTR除鹽裝置依然正常發(fā)揮58Co凈化功能，乏池γ劑量率也因此隨58Co的穩(wěn)步減少而逐漸下降。該現(xiàn)象再次證明：在乏池的溫度變化區(qū)間內(nèi)，活化腐蝕產(chǎn)物的溶解度，隨溫度上升而增大，隨溫度下降而減小，溫度穩(wěn)定后保持恒定，即具有正溫度系數(shù)。

3 異常處理和分析結(jié)論驗證

根據(jù)上述結(jié)論，可以推斷：降低乏池溫度，可以減小活化腐蝕產(chǎn)物溶解度，在58Co溶解速率遠(yuǎn)低于PTR除鹽裝置的凈化速率后，乏池中均勻分布在水體中的溶解態(tài)58Co活度濃度將快速降低。隨后，在大量乏水的生物屏蔽保護(hù)下，乏池γ劑量率將恢復(fù)正常水平。

3.1 乏池水面γ劑量率異常上升處理

PTR系統(tǒng)設(shè)置了2列熱交換器，全部啟動后，最大冷卻流量為723 m3/h，2小時內(nèi)即可完成一次冷卻乏池循環(huán)。乏池γ劑量率異常升高期間，僅一列熱交換器投入運行，據(jù)此，輻射防護(hù)工程師提出投入雙列PTR熱交換器的運行要求，如圖7所示。在投入雙列PTR熱交換器24小時內(nèi)，乏池溫度迅速降低，由40 ℃左右逐漸穩(wěn)定至34 ℃以下，與歷史大修水平接近，相應(yīng)地，乏池γ劑量率也按預(yù)期發(fā)生了變化，降低至正常水平(見圖8)。

后續(xù)燃料組件和相關(guān)組件倒換工作在正常的γ劑量率環(huán)境下開展，總?cè)斯r約160 人·h，異常的成功處理累計降低集體劑量約20 人·mSv。

圖P7 PTR系統(tǒng)冷卻回路流程簡圖Fig.7 Schematic diagram of PTR cooling circuit

圖8 投入雙列PTR冷卻后，乏池溫度、乏池邊γ劑量率趨勢Fig.8 The trend of SFP temperature &γ dose rate after 2 cooling pumps in operation

3.2 溫度對活化腐蝕產(chǎn)物溶解度的影響

乏燃料水池通常保持在60 ℃以下運行，本次事件中，乏池最高溫度為46.78 ℃。實踐表明，含58Co的活化腐蝕產(chǎn)物，在酸性環(huán)境、溫度低于46.78 ℃時，其溶解度具有正溫度系數(shù)，而前文分析表明，在80 ℃及以上溫度區(qū)間，其溶解度具有負(fù)溫度系數(shù)。

該差異表明，在46.78～80 ℃區(qū)間范圍內(nèi)，活化腐蝕產(chǎn)物溶解度的溫度系數(shù)將由正轉(zhuǎn)負(fù)，因此，該溫度區(qū)間內(nèi)，58Co活度濃度先隨溫度上升而增大，并達(dá)到最大值，溫度進(jìn)一步上升后，溶解度逐漸減小。

加拿大Whiteshell實驗室[4]和美國西屋電力集團(tuán)[5]曾通過試驗，得出了在壓水反應(yīng)堆內(nèi)活化腐蝕產(chǎn)物溶解度隨溫度變化的規(guī)律(如圖9所示)?；罨g產(chǎn)物的主要成分為鎳-鈷鐵酸鹽(NixFe3-xO4,CoyFe3-yO4,NixCoyFe3-x-yO4)，在80 ℃以下的酸性環(huán)境中，具有正溫度系數(shù)；繼續(xù)提升溫度，其溶解度表現(xiàn)出負(fù)溫度系數(shù)。

圖9 在停堆硼濃度下，活化腐蝕產(chǎn)物的溫度-溶解度變化趨勢Fig.9 Variation trend of temperature-solubility of activated corrosion products at reactor shutdown boron concentration

4 結(jié)論及應(yīng)用

去除活化腐蝕產(chǎn)物中的58Co，是核電廠輻射源項控制的核心目標(biāo)之一。實踐表明，根據(jù)工作場景需要，調(diào)節(jié)活化腐蝕產(chǎn)物的溶解度，可以充分發(fā)揮除鹽床和生物屏蔽的設(shè)計功能，進(jìn)而通過凈化、屏蔽的方式，降低58Co對工作環(huán)境的γ外照射貢獻(xiàn)，最終實現(xiàn)降低人員γ外照射劑量的輻射防護(hù)目標(biāo)。

(1)合理控制乏池冷卻流量，降低乏池劑量率水平

該應(yīng)用是福清核電廠401大修乏池γ劑量率異常事件處理經(jīng)驗的延伸。在換料大修階段，若有工作人員執(zhí)行乏池側(cè)燃料操作(卸料、離線啜吸、組件倒換、裝料)工作，可保持PTR系統(tǒng)雙列熱交換器最大流量運行，通過降低溫度，減小活化腐蝕產(chǎn)物的溶解度，抑制58Co的溶解釋放，最大程度地降低乏池γ劑量率水平，實現(xiàn)人員集體劑量的降低。相應(yīng)地，在無法投入PTR系統(tǒng)最大冷卻流量時，可暫不執(zhí)行乏池燃料操作，從生產(chǎn)計劃的角度，實現(xiàn)人員劑量的降低。

(2)一回路酸性低溫凈化

機(jī)組在80 ℃溫度平臺，仍為酸性環(huán)境，包含58Co核素的活化腐蝕產(chǎn)物大量溶解，一回路冷卻劑的γ劑量率將隨之提升。

在時間窗口允許的條件下，可以保持一回路的偏酸性pH值和溫度，開啟最大下泄流量，從而盡可能多地去除堆芯和一回路中的58Co輻射源項。國內(nèi)部分電廠已經(jīng)開始應(yīng)用該方法，在pH值調(diào)節(jié)受限的情況下，控制一回路溫度變化，可以最大程度地優(yōu)化酸性凈化的效果。

(3)以58Co為主要核素的局部沉積熱點去除

由于物理外形限制，沉積于設(shè)備內(nèi)部(彎管、閥腔)的熱點，可先通過γ相機(jī)、譜儀等設(shè)備分析熱點的主要核素，若確認(rèn)熱點主要源項是包含58Co的活化腐蝕產(chǎn)物，則可通過設(shè)置外部設(shè)備或改變運行條件，提升熱點位置的溫度。根據(jù)活化腐蝕產(chǎn)物溶解度的溫度系數(shù)規(guī)律，提升溶解度，促進(jìn)溶解，再通過工藝沖洗或離子交換的方法，實現(xiàn)放射性熱點去除。

在壓水堆核電廠工藝系統(tǒng)中，pH值有著嚴(yán)格的技術(shù)規(guī)范要求，不便于根據(jù)需要大幅度調(diào)節(jié)，但實踐和分析表明，溫度對活化腐蝕產(chǎn)物溶解度的影響同樣顯著。在壓水堆核電廠的輻射防護(hù)實踐中，可以靈活運用溶解度的溫度系數(shù)變化規(guī)律，實現(xiàn)γ源項控制，最終達(dá)成降低工作人員受照劑量、減少γ輻射源項的目標(biāo)。