核燃料元件中子照相無損檢測專用轉(zhuǎn)移容器的優(yōu)化設(shè)計

魏國海 韓松柏 賀林峰 王 雨 王洪立 劉蘊(yùn)韜 陳東風(fēng) 趙志祥

（中國原子能科學(xué)研究院中子散射實(shí)驗(yàn)室 北京 102413）

核燃料元件中子照相無損檢測專用轉(zhuǎn)移容器的優(yōu)化設(shè)計

魏國海 韓松柏 賀林峰 王 雨 王洪立 劉蘊(yùn)韜 陳東風(fēng) 趙志祥

（中國原子能科學(xué)研究院中子散射實(shí)驗(yàn)室 北京 102413）

核燃料元件作為反應(yīng)堆的核心部件，在極端的條件下服役會發(fā)生破損，導(dǎo)致核泄漏。為了保障反應(yīng)堆安全運(yùn)行，核燃料元件從加工、生產(chǎn)到服役的過程中必須進(jìn)行檢測，以確保安全。中子照相是對具有放射性的核燃料元件進(jìn)行無損檢測的獨(dú)特技術(shù)。進(jìn)行測試時，核燃料元件必須放置于轉(zhuǎn)移容器中，實(shí)現(xiàn)運(yùn)輸及檢測過程中對核燃料元件的屏蔽和運(yùn)動控制。本文以核電站綠色監(jiān)督區(qū)劑量要求為標(biāo)準(zhǔn)，利用蒙特卡羅程序優(yōu)化計算了適合于中國先進(jìn)研究堆(Chinese Advanced Research Reactor, CARR)熱中子照相設(shè)備的轉(zhuǎn)移容器的材料及尺寸，同時設(shè)計了用于控制元件運(yùn)動的機(jī)械裝置，確定了最優(yōu)化的方案。該裝置可滿足CARR中子照相設(shè)備對長2 m核燃料元件進(jìn)行無損檢測的要求。

無損檢測，中子照相，核燃料元件，轉(zhuǎn)移容器

核電作為一種重要能源，安全是其發(fā)展的命脈，而核燃料元件是反應(yīng)堆的核心部件，在高溫、高壓、高放、高功率密度等嚴(yán)苛的工作條件下容易破損[1]，導(dǎo)致核泄漏。此外，提高核燃料元件的燃耗可以大大提高核燃料的利用效率[2]。為保障反應(yīng)堆安全運(yùn)行以及開展高燃耗下核燃料元件的性能研究，需要通過多種手段對乏燃料元件進(jìn)行檢測。無損檢測技術(shù)能在不破壞被測樣品的情況下直接獲取元件的結(jié)構(gòu)變化信息。但是，乏燃料元件具有強(qiáng)放射性，通常的無損檢測技術(shù)無法實(shí)施，而間接中子成像方法則顯示出它的優(yōu)勢[3-4]。

利用中子照相技術(shù)開展核燃料元件無損檢測工作，必須配備專門的轉(zhuǎn)移容器。其須具備兩個功能：首先要能夠屏蔽乏燃料的放射性，防止燃料元件在轉(zhuǎn)移和安放過程中對操作人員的輻射損傷；其次能對燃料元件的位置進(jìn)行精確控制，保證其安全進(jìn)出容器和對不同部位進(jìn)行測試。本文采用蒙特卡羅方法，基于中國先進(jìn)研究堆(Chinese Advanced Research Reactor, CARR)熱中子照相裝置，對轉(zhuǎn)移容器的材料和結(jié)構(gòu)進(jìn)行了優(yōu)化，同時設(shè)計了位于容器內(nèi)部控制元件運(yùn)動的機(jī)械裝置。

1 MCNP模型的建立

1.1模擬方法

蒙特卡羅方法通過使用隨機(jī)數(shù)，將所求解的問題同一定的概率模型相聯(lián)系，用計算機(jī)實(shí)現(xiàn)統(tǒng)計模擬或抽樣，以獲得問題的近似解[5-6]。它近似描述事物的特點(diǎn)及物理實(shí)驗(yàn)過程，在粒子輸運(yùn)問題、統(tǒng)計物理和典型數(shù)學(xué)問題等方面應(yīng)用廣泛。本文采用MCNP4C進(jìn)行模擬計算，它是美國Los Alamos 國家實(shí)驗(yàn)室應(yīng)用理論物理部的Monte Carlo小組研制的用于計算復(fù)雜三維幾何結(jié)構(gòu)中的粒子輸運(yùn)的大型多功能蒙特卡羅程序，可以計算中子、光子、中子－光子耦合以及光子－電子耦合的輸運(yùn)問題[5]。該程序的中子和光子的截面分別由數(shù)據(jù)庫ENDF/B-VI和MCPLIB02 提供。本文通過MCNP跟蹤模擬2×1013個光子的運(yùn)動來計算伽瑪射線劑量當(dāng)量率，衰變光子輸運(yùn)的計算結(jié)果誤差在5%以內(nèi)。

1.2源的描述

通常壓水堆核燃料元件的長度為3-4 m[2]，CARR在建的中子照相裝置的中子束流中心距離地面1.1 m，可以檢測最長2 m的元件。本文以典型的壓水堆乏燃料元件[7]（燃耗深度為33 GWd/tU，235U豐度為3.5%，乏燃料裂變產(chǎn)物冷卻1 a）的放射性活度數(shù)據(jù)為基準(zhǔn)，以2 m長的元件作為放射源對轉(zhuǎn)移容器進(jìn)行優(yōu)化設(shè)計，主要參數(shù)見表1。

表1 用于MCNP計算的核燃料元件的主要參數(shù)Table 1 Main parameters of fuel rod used for MCNP simulation.

根據(jù)此乏燃料元件裂變產(chǎn)物中每種放射性核素冷卻1 a后的比放射性活度、放射性核素的半衰期、放射性核素發(fā)射的主要γ射線能量、γ射線各個能量的發(fā)射幾率等數(shù)據(jù)，通過轉(zhuǎn)化得到用于MCNP計算的與不同裂變產(chǎn)物發(fā)射的γ射線能量相對應(yīng)的歸一化發(fā)射幾率，見圖1。根據(jù)此乏燃料元件的總放射性活度數(shù)據(jù)計算得到2 m長乏燃料元件的總放射性活度為6.92×1013Bq。

圖1 用于MCNP計算的伽瑪射線能譜Fig.1 Gamma spectra as used for the MCNP simulations.

1.3模型的描述

轉(zhuǎn)移容器的模型如圖2所示，作為放射源的燃料元件位于轉(zhuǎn)移容器中心，外面包覆屏蔽材料，中間的空腔用于安放控制元件運(yùn)動的機(jī)械裝置，作為探測器的粒子計數(shù)卡緊貼在屏蔽材料的外部。通過把單個粒子在轉(zhuǎn)移容器屏蔽材料外側(cè)的穿透概率及沉積能量轉(zhuǎn)化為輻射劑量率來評估生物效應(yīng)[8]。根據(jù)此模型，利用MCNP程序可以計算轉(zhuǎn)移容器形狀、空腔尺寸、屏蔽材料種類、屏蔽材料厚度等。

圖2 MCNP模型示意圖（側(cè)視圖）Fig.2 Schematic MCNP model (side view).

2 MCNP優(yōu)化設(shè)計

2.1轉(zhuǎn)移容器形狀

由表1可知，作為樣品的核燃料元件的直徑為1 cm、長度為2 m，轉(zhuǎn)移容器形狀可以選擇圓柱體或長方體。按照§1.3描述方式建立MCNP模型，形狀分別選擇圓柱體和長方體，長度均為3 m，圓柱體空腔圓形橫截面直徑和長方體空腔矩形橫截面邊長均為20 cm，屏蔽材料選擇鉛，厚度為40 cm。在屏蔽材料外部不同位置放置探測器，如圖3所示。對比兩種形狀轉(zhuǎn)移容器模型在對應(yīng)位置的探測器計數(shù)，選擇屏蔽性能最佳的模型。根據(jù)MCNP模擬結(jié)果(表2)，圓柱體模型的屏蔽性能稍好于長方體模型，另外圓柱體模型的空腔加工較長方體容易，因此轉(zhuǎn)移容器的形狀選擇圓柱體。通過MCNP模擬結(jié)果可見，相同材料、相同壁厚的轉(zhuǎn)移容器在位置3（轉(zhuǎn)移容器屏蔽材料外部中間位置）的探測器計數(shù)值最高，即在此位置探測器計數(shù)達(dá)到安全標(biāo)準(zhǔn)，則轉(zhuǎn)移容器屏蔽材料外部的其他位置都可以達(dá)到安全標(biāo)準(zhǔn)。為簡化MCNP計算模型，后文模型中探測器僅布置在位置3處。

圖3 不同探測器布置位置（側(cè)視圖）Fig.3 Different detector positions (side view).

表2 不同形狀轉(zhuǎn)移容器MCNP模擬結(jié)果Table 2 MCNP simulation results of different shapes of the container.

2.2轉(zhuǎn)移容器空腔尺寸

轉(zhuǎn)移容器通過其內(nèi)部的機(jī)械裝置控制元件的運(yùn)動，機(jī)械裝置要求空腔橫截面的半徑至少為10 cm。利用MCNP程序計算空腔尺寸變化對轉(zhuǎn)移容器屏蔽性能的影響，模型選擇圓柱體、屏蔽材料選擇鉛、厚度選擇40 cm、空腔尺寸在10-50 cm內(nèi)變化。根據(jù)模擬結(jié)果(圖4)，隨空腔尺寸增加轉(zhuǎn)移容器外部劑量當(dāng)量率線性下降。根據(jù)模擬結(jié)果，空腔尺寸由10cm增加到20 cm時，劑量當(dāng)量率下降較快，隨著尺寸進(jìn)一步增加，劑量當(dāng)量率下降趨緩?？紤]到設(shè)備的輕便性，空腔半徑選擇20 cm。

圖4 不同空腔尺寸的MCNP模擬結(jié)果Fig.4 MCNP simulation results of different gap widths.

2.3屏蔽材料的種類及厚度

分別以通常用作屏蔽的材料鉛、鐵、鎢、貧鈾、重混凝土[9-10]等構(gòu)建轉(zhuǎn)移容器屏蔽層，利用MCNP計算達(dá)到安全標(biāo)準(zhǔn)需要的最小厚度。MCNP模型選擇圓柱體、空腔尺寸20 cm、屏蔽材料分別選擇鉛、鐵、鎢、貧鈾、重混凝土（密度3.6 g·cm-3），厚度在20-80 cm變化。MCNP模擬結(jié)果見圖5。根據(jù)模擬結(jié)果分別對數(shù)據(jù)進(jìn)行線性擬合（圖6是以鉛作為屏蔽材料的擬合結(jié)果），以核電站綠色監(jiān)督區(qū)劑量要求（低于3 μSv·h-1）為安全標(biāo)準(zhǔn)確定不同屏蔽材料作為轉(zhuǎn)移容器所需的最小厚度，見表3。

圖5 不同屏蔽材料的MCNP模擬結(jié)果Fig.5 MCNP results of different kinds of shielding materials of different thicknesses.

圖6 以鉛作為屏蔽材料的計算結(jié)果Fig.6 Fit results of MCNP simulation with Pb used as shielding material.

表3 不同屏蔽材料達(dá)到安全標(biāo)準(zhǔn)所需厚度Table 3 Safety-standard required thicknesses of shielding materials.

綜合分析模擬計算結(jié)果：重混凝土所需厚度過大（轉(zhuǎn)移容器直徑約為2.5 m），不適合作為轉(zhuǎn)移容器的屏蔽材料；雖然相對較薄的鎢或貧鈾可以達(dá)到安全標(biāo)準(zhǔn)，但它們的價格昂貴，僅在對厚度要求嚴(yán)格的特殊情況下使用[9]；鉛和鐵是較合適的選擇，但鐵的屏蔽層厚度是鉛的1.5倍。為方便中子照相實(shí)驗(yàn)操作，轉(zhuǎn)移容器的尺寸越小巧越好，因此屏蔽材料選擇鉛，厚度選擇35.5 cm。

綜上所述，MCNP優(yōu)化設(shè)計結(jié)果為：轉(zhuǎn)移容器選擇圓柱體，空腔尺寸為20 cm，屏蔽材料選擇鉛，屏蔽層厚度為35.5 cm。

3 轉(zhuǎn)移容器內(nèi)部機(jī)械裝置的設(shè)計

在進(jìn)行中子照相實(shí)驗(yàn)時，轉(zhuǎn)移容器通過內(nèi)部的機(jī)械裝置控制元件進(jìn)、出轉(zhuǎn)移容器，精確控制元件的位置。機(jī)械裝置的主體包括控制元件升降的升降器組合，它由上下兩塊固定板和三個支撐桿組成一個起固定作用的整體框架，內(nèi)部包括兩根導(dǎo)向桿、兩個電機(jī)（提供動力）、一根光杠（傳導(dǎo)動力）、一個齒輪變向盒（改變力的方向）和一根絲杠（為抓手提供動力）。升降器組合的末端設(shè)置機(jī)械抓手，見圖7，實(shí)現(xiàn)抓取、卸載元件的功能。轉(zhuǎn)移容器底部設(shè)計可移動的屏蔽擋塊（材料及厚度采用上文MCNP優(yōu)化設(shè)計結(jié)果），通過自動化控制實(shí)現(xiàn)打開和關(guān)閉轉(zhuǎn)移容器的功能，見圖8。

圖7 機(jī)械抓手的構(gòu)造Fig.7 Construction of the mechanical grip.

其工作流程包括：(1) 裝載元件：檢測之前，將轉(zhuǎn)移容器運(yùn)到熱室裝載燃料元件，打開轉(zhuǎn)移容器底部的屏蔽擋塊，伸出機(jī)械抓手抓住燃料元件，升降器組合控制抓手上移，進(jìn)入轉(zhuǎn)移容器內(nèi)部，關(guān)閉屏蔽擋塊，元件裝載完成，見圖8(a)。(2) 元件測試：將轉(zhuǎn)移容器運(yùn)到中子照相成像室進(jìn)行檢測實(shí)驗(yàn)，打開屏蔽擋塊，升降器組合控制抓手下移使元件伸出轉(zhuǎn)移容器進(jìn)入中子束流，開始測試，見圖8(b)。由于中子束流尺寸較小，完成一根元件的檢測需要連續(xù)改變元件位置進(jìn)行多次測量。(3) 元件卸載：測量全部完成后升降器組合控制抓手上移，進(jìn)入轉(zhuǎn)移容器內(nèi)，關(guān)閉屏蔽擋塊，檢測實(shí)驗(yàn)完成。將轉(zhuǎn)移容器運(yùn)到熱室卸載燃料元件，打開轉(zhuǎn)移容器的屏蔽擋塊，伸出機(jī)械抓手，馬達(dá)控制抓手卸載燃料元件，升降器組合控制抓手上移進(jìn)入轉(zhuǎn)移容器內(nèi)部，關(guān)閉屏蔽擋塊，元件卸載完成。

圖8 轉(zhuǎn)移容器內(nèi)機(jī)械裝置(a) 機(jī)械抓手控制元件進(jìn)入轉(zhuǎn)移容器內(nèi)部，(b) 機(jī)械抓手將元件伸出轉(zhuǎn)移容器進(jìn)行檢測實(shí)驗(yàn)Fig.8 Mechanical devices in the transport container. (a) The fuel rod is in the container controlled by the grip, (b) The fuel rod is out of the container for testing.

4 結(jié)語

本文利用MCNP程序基于CARR熱中子照相裝置，對核燃料元件轉(zhuǎn)移容器進(jìn)行了模擬計算，計算內(nèi)容包括轉(zhuǎn)移容器的形狀、空腔尺寸、屏蔽材料的種類、屏蔽材料的厚度等。通過對MCNP模擬數(shù)據(jù)的細(xì)致分析得到轉(zhuǎn)移容器的優(yōu)化設(shè)計參數(shù)為：轉(zhuǎn)移容器選擇圓柱體、屏蔽材料選擇鉛、屏蔽層厚度為35.5 cm、空腔尺寸為20 cm。此轉(zhuǎn)移容器可屏蔽2 m長典型壓水堆乏燃料元件的放射性，達(dá)到核電站綠色監(jiān)督區(qū)劑量要求。

1 陳寶山. 我國壓水堆核電燃料元件的發(fā)展[J]. 原子能科學(xué)技術(shù), 2003, 37(S1): 10-14

CHEN Baoshan. Development of nuclear fuel element for PWR in China[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2003, 37(S1): 10-14

2 陳寶山, 劉承新. 輕水堆燃料元件[M]. 北京: 化學(xué)工業(yè)出版社, 2007: 26-37

CHEN Baoshan, LIU Chengxin. Light water reactor nuclear fuel element[M]. Beijing: Chemistry Industry Press, 2007: 26-37

3 貊大衛(wèi), 劉以思, 金光宇, 等. 中子照相[M]. 北京: 原子能出版社, 1996: 50-66

MO Dawei, LIU Yisi, JIN Guangyu, et al. Neutron radiography[M]. Beijing: Atomic Energy Press, 1996: 50-66

4 魏國海, 韓松柏, 陳東風(fēng), 等. 中子照相技術(shù)在核燃料元件無損檢測中的應(yīng)用[J]. 核技術(shù), 2012, 35(11): 821-826

WEI Guohai, HAN Songbai, CHEN Dongfeng, et al. Application of neutron radiography for non-destructive testing nuclear fuel elements[J]. Nuclear Techniques, 2012, 35(11): 821-826

5 郝麗杰, 焦學(xué)勝, 王洪立, 等. 熱中子照相裝置屏蔽的蒙特卡羅模擬[J]. 原子能科學(xué)技術(shù), 2010, 44(S1): 48-52

HAO Lijie, JIAO Xuesheng, WANG Hongli, et al. Monte-Carlo simulations for shielding of thermal neutron radiograph facility[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2010, 44(S1): 48-52

6 Calzada E, Grunauer F, Schillinger B, et al. Reusable shielding material for neutron- and gamma-radiation[J]. Nuclear Instruments and Methods in Physics Research A, 2011, 651: 77-80

7 周賢玉. 核燃料后處理工程[M]. 哈爾濱: 哈爾濱工程大學(xué)出版社, 2009: 13-18

ZHOU Xianyu. Engineering for nuclear fuel reprocessing[M]. Harbin: Harbin Engineering University Press, 2009: 13-18

8 GB 18871-2002, 電離輻射防護(hù)與輻射源安全基本標(biāo)準(zhǔn)[S]

GB 18871-2002, Basic standards for protection against ionizing radiation and for the safety of radiation sources[S]

9 顧俊人, 鮑世寬, 張文浩, 等. 輻射屏蔽與劑量學(xué)[M].北京: 原子能出版社, 1989: 196-208

GU Junren, BAO Shikuan, ZHANG Wenhao, et al. Radiation shielding and dosimetry[M]. Beijing: Atomic Energy Press, 1989: 196-208

10 連培生. 原子能工業(yè)[M]. 北京: 原子能出版社, 2002: 198-207

LIAN Peisheng. Atomic energy industry[M]. Beijing: Atomic Energy Press, 2002: 198-207

CLCTL37

Optimized design of the nuclear fuel rod transport container used for non-destructive testing with neutron radiography

WEI Guohai HAN Songbai HE Linfeng WANG Yu WANG Hongli LIU Yuntao CHEN Dongfeng ZHAO Zhixiang
(Neutron Scattering Laboratory, China Institute of Atomic Energy, Beijing 102413, China)

Background:Working under extreme conditions, nuclear fuel rods, the key component of nuclear plants and reactors, are easy to be broken. In order to be safe in operation, lots of testing methods on the fuel rods have to be carried out from fabrication to operation. Purpose: Neutron radiography is a unique non-destructive testing technique which can be used to test samples with radioactivity. As the essential equipment, the nuclear fuel rod transport container has to shield the radioactivity of fuel rod and control its movement during testing and transporting. Methods: The shielding simulation of the transport container was performed using the MCNP4C code, which is a general purpose Monte Carlo code for calculating the time dependent multi-group energy transport equation for neutrons, photons and electrons in three dimensional geometries. Results: The material and dimension of the transport container used for neutron radiography testing fuel rods at Chinese Advanced Research Reactor (CARR) were optimally designed by MCNP, and the mechanical devices used to control fuel rods’ movement were also described. Conclusion: The 2-m long fuel rod can be tested at CARR’s neutron radiography facility (under construction) with this transport container.

Non-destructive testing, Neutron radiography, Nuclear fuel rod, Transport container

TL37

10.11889/j.0253-3219.2014.hjs.37.060601

國家重點(diǎn)基礎(chǔ)研究發(fā)展(973)計劃(No.2010CB833106)、國家自然基金委面上項(xiàng)目(No.11375271)和中國原子能科學(xué)研究院院長基金—青年英才培育基金(No.16YC-201302、No.16YC-201303)資助

魏國海，男，1983年出生，2013年于中國原子能科學(xué)研究院獲博士學(xué)位，助理研究員，凝聚態(tài)物理專業(yè)，中子散射方向

趙志祥，E-mail: zhaozx@ciae.ac.cn

2013-10-28，

2013-12-25