大容量鈷源運輸容器屏蔽研究

薛 娜，王炳衡，毛亞蔚

(中國核電工程有限公司，北京 100840)

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大容量鈷源運輸容器屏蔽研究

薛 娜，王炳衡，毛亞蔚

(中國核電工程有限公司，北京 100840)

大容量鈷源運輸容器為運輸工業(yè)用鈷源而設(shè)計的專用設(shè)備。由于內(nèi)容物放射性活度水平很高、衰變熱很大，僅有少數(shù)國家具有設(shè)計能力，在國內(nèi)的研制尚屬首次。在對鈷源運輸容器的屏蔽設(shè)計研制過程中，突破之前的屏蔽設(shè)計技術(shù)束縛，采用MCAM程序與MCNP程序模擬計算鈷源運輸容器外的劑量率水平，并在設(shè)計過程中及時發(fā)現(xiàn)容器存在的設(shè)計缺陷，從而進(jìn)行了設(shè)計改進(jìn)，保證了容器滿足國家標(biāo)準(zhǔn)要求的各項設(shè)計措施。目前這些設(shè)計措施已通過相關(guān)的試驗驗證。結(jié)果表明：針對大容量60Co運輸容器的關(guān)鍵技術(shù)制定的設(shè)計措施合理有效，充分保證了容器在經(jīng)受國家標(biāo)準(zhǔn)中規(guī)定的正常運輸條件和運輸中事故條件下各項試驗后容器屏蔽性能的完整性，確保鈷源運輸?shù)陌踩?/p>

鈷源運輸容器；屏蔽設(shè)計；MCNP程序；MCAM程序

隨著我國輻照加工行業(yè)的迅速發(fā)展，市場對工業(yè)鈷源的需求量大幅增長。但長期以來，我國的工業(yè)鈷源長期依賴進(jìn)口[1]。為扭轉(zhuǎn)我國鈷源依賴進(jìn)口的局面，2004年國家發(fā)展和改革委員會批復(fù)了第1批民用高新核技術(shù)產(chǎn)業(yè)化專項“利用核反應(yīng)堆生產(chǎn)60Co高技術(shù)產(chǎn)業(yè)化示范工程”。

利用核反應(yīng)堆生產(chǎn)60Co是將重水反應(yīng)堆的不銹鋼調(diào)節(jié)棒更換為60Co調(diào)節(jié)棒，在不額外增加燃耗和影響反應(yīng)堆正常發(fā)電的前提下生產(chǎn)60Co同位素，將鈷調(diào)節(jié)棒由核電廠運送至加工制造單位，將其加工成60Co成品源，最后使用鈷源容器將60Co成品源裝載運輸至用戶。

在國內(nèi)，以前研究的60Co運輸容器的裝載量很小，且取得設(shè)計許可證的容器也很少，大容量鈷源運輸容器在國內(nèi)幾乎沒有，所以只能通過增加運輸次數(shù)，來滿足國內(nèi)運輸需要。大容量鈷源運輸容器由于內(nèi)容物放射性活度水平很高、衰變熱很大，僅有加拿大、英國、俄羅斯等少數(shù)國家具有設(shè)計能力，但其具體設(shè)計未公開。因此針對大容量鈷源的運輸容器在國內(nèi)的研制尚屬首次。本工作在大容量鈷源運輸容器屏蔽設(shè)計中綜合考慮多方面因素，使容器在滿足結(jié)構(gòu)、熱工和力學(xué)等要求的前提下符合國家標(biāo)準(zhǔn)對容器外劑量率水平的相關(guān)規(guī)定。

1 鈷源運輸容器研究的主要內(nèi)容及研究方法

1.1 研究內(nèi)容

容器的屏蔽設(shè)計要求在正常和運輸中事故條件下保證容器的輻射屏蔽作用，滿足GB 11806—2004《放射性物質(zhì)安全運輸規(guī)程》[2]的要求，即容器既要解決正常運輸條件下的屏蔽問題，又要保證事故條件下容器能經(jīng)受一定防護(hù)材料喪失的考驗。

鈷源運輸容器主要屏蔽材料為鉛，鉛在輻射防護(hù)領(lǐng)域主要用于γ射線的屏蔽。其主要優(yōu)點為便宜、容易成型、密度較高。缺點為鉛屬有毒金屬，作為放射性廢物處置時受限制[3]。

容器主體結(jié)構(gòu)采用立式鉛屏容器(圖1)，結(jié)構(gòu)主體包括容器筒體、吊籃、屏蔽塞、支座等。容器筒體和屏蔽塞結(jié)構(gòu)采取不銹鋼-鉛-不銹鋼結(jié)構(gòu)，用于輻射屏蔽。吊籃設(shè)置在容器內(nèi)腔中，用來支撐和分隔內(nèi)容物。

圖1 鈷源運輸容器主體結(jié)構(gòu)Fig.1 Structure of 60Co source transport cask

屏蔽設(shè)計依據(jù)的標(biāo)準(zhǔn)為GB 11806—2004《放射性物質(zhì)安全運輸規(guī)程》(簡稱規(guī)程)。

鈷源運輸容器為B(U)型Ⅲ級黃貨包，規(guī)程對此類貨包要求如下：

1) 在運輸?shù)某Ｒ?guī)條件下運輸工具外表面上任一點的輻射水平應(yīng)不超過2 mSv/h，而在距運輸工具外表面2 m處的輻射水平應(yīng)不超過0.1 mSv/h；

2) 驗證經(jīng)受運輸事故條件能力的試驗后“貨包仍能保持足夠的屏蔽能力，保證在貨包內(nèi)裝的放射性內(nèi)容物達(dá)到所設(shè)計的最大數(shù)量時，距貨包表面1 m處的輻射水平不會超過10 mSv/h”。

本文對容器屏蔽設(shè)計技術(shù)進(jìn)行了深入的分析和研究，確定了保證容器滿足規(guī)程要求的各項設(shè)計措施。這些設(shè)計措施經(jīng)過相關(guān)的試驗驗證來表明針對大容量60Co運輸容器的關(guān)鍵技術(shù)制定的設(shè)計措施合理有效，充分保證容器在經(jīng)受GB 11806—2004《放射性物質(zhì)安全運輸規(guī)程》中規(guī)定的正常運輸條件和運輸中事故條件下各項試驗后容器屏蔽性能的完整性，確保60Co成品源運輸?shù)陌踩Ｗ詈髮⒃O(shè)計計算值與容器裝源后的實測結(jié)果進(jìn)行比較，進(jìn)一步驗證屏蔽設(shè)計方法的合理性和可靠性。

1.2 研究方法

鈷源運輸容器結(jié)構(gòu)復(fù)雜，在設(shè)計中需綜合考慮結(jié)構(gòu)、熱工、力學(xué)、屏蔽多方面的要求，因此在屏蔽設(shè)計分析時對容器的精細(xì)建模是工作的重點。以往常用的屏蔽設(shè)計軟件無法模擬如此復(fù)雜精細(xì)的結(jié)構(gòu)，這些軟件在應(yīng)用時往往需對模型進(jìn)行大量的簡化，從而導(dǎo)致計算結(jié)果誤差較大，有時無法發(fā)現(xiàn)屏蔽薄弱環(huán)節(jié)，造成劑量率超出國家標(biāo)準(zhǔn)要求，有時又過于保守，造成浪費。因此本設(shè)計應(yīng)用蒙特卡羅方法進(jìn)行精確的三維建模，并應(yīng)用一系列減小方差技巧，可得到精確度很高的計算結(jié)果。屏蔽設(shè)計采用了蒙特卡羅計算程序MCNP[4]和建模程序MCAM[5]。

MCNP 程序由美國Los Alamos國家實驗室開發(fā)，基于蒙特卡羅方法，能計算中子、光子、電子或耦合中子、光子、電子的輸運，也能計算臨界系統(tǒng)的特征值。MCNP能準(zhǔn)確地描述問題的幾何，從而減小建模引入的誤差。MCNP程序的缺點是收斂速度慢，尤其對于大系統(tǒng)和深穿透問題，計算耗時非常多，甚至根本得不到結(jié)果。這也是蒙特卡羅方法的固有缺陷。因此在本次計算中應(yīng)用了減小方差技巧，即對容器的屏蔽結(jié)構(gòu)進(jìn)行分層，并在粒子向計算點輸運的方向上不斷增加粒子的權(quán)重，這樣可顯著增加到達(dá)計算點的粒子數(shù)，使計算誤差減小，最終得到精度符合要求的計算結(jié)果。

MCAM程序是采用現(xiàn)代軟件工程方法發(fā)展的一個集成的、功能強大的、具有可視化用戶界面的蒙特卡羅輻射輸運計算建模軟件系統(tǒng)[6]。

MCAM程序可實現(xiàn)多種格式的工程模型與蒙特卡羅輻射輸運計算模型之間的相互轉(zhuǎn)換，能自動對工程模型進(jìn)行精確的處理和分析。分析人員可使用多種商用建模系統(tǒng)來建模，然后利用MCAM程序完成頻繁的“設(shè)計-轉(zhuǎn)換-計算-分析-再設(shè)計”的快速迭代過程，從而提高了模擬質(zhì)量和設(shè)計效率，同時MCAM程序還提供了計算結(jié)果的可視化等擴(kuò)展功能[7]。

2 鈷源源項

鈷源運輸容器的內(nèi)容物為60Co成品放射源，其設(shè)計最大裝量為20萬Ci(7.4×1015Bq)。

此次屏蔽設(shè)計考慮最大裝量。按保守考慮，吊籃放置有17個成品放射源，其中16個成品放射源的平均活度為1.2萬Ci(4.44×1014Bq)，1個成品放射源的平均活度為0.8萬Ci(2.96×1014Bq)。

60Co核素按照每次衰變釋放出的射線能量為1.173 2和1.332 47 MeV、分別占的比例為0.5和0.5考慮，總γ源強度為1.85×1016MeV/s。屏蔽計算時，每根60Co成品放射源均被看作1個獨立的圓柱體型均勻分布源。

3 60Co成品源運輸容器屏蔽分析

3.1 屏蔽計算模型描述

正常條件下，屏蔽計算采用的模型如圖2所示。圖3為計算點布置，計算采用的坐標(biāo)原點為內(nèi)筒底部中心。

圖2 屏蔽計算采用的模型Fig.2 Model of shielding calculation

根據(jù)力學(xué)模擬計算，在事故條件下，容器的鉛層厚度減少量最大為0.52 cm，再考慮容器變形的因素，本文將正常條件模型的鉛厚度減少1 cm(側(cè)壁、頂部以及底部均減少1 cm)后作為計算事故條件下的模型。

3.2 計算結(jié)果

此容器在初步設(shè)計時發(fā)現(xiàn)頂部不銹鋼壓蓋邊緣處劑量率為1.15 mSv/h，由于在工程設(shè)計中需考慮2倍的安全裕量，則此處考慮安全裕量后的劑量率水平為2.30 mSv/h，超過了規(guī)程要求的2 mSv/h。

圖3 計算點布置Fig.3 Distribution of calculation point

此處出現(xiàn)高劑量率的原因是：通過容器的內(nèi)部結(jié)構(gòu)可看到不銹鋼結(jié)構(gòu)和鉛結(jié)構(gòu)的相對位置，上部的鉛屏蔽塞為圓臺形，鉛塞和側(cè)面鉛屏之間有縫隙。一般在設(shè)計中端塞的棱臺寬度設(shè)置大于縫隙寬度的2倍，但由于此容器的端塞為鉛制，重量較大，如果棱臺寬度大會導(dǎo)致端塞過重，影響筒體的穩(wěn)定性，所以在設(shè)計中棱臺的寬度不足縫隙寬度的2倍，因此鉛塞和側(cè)面鉛屏之間的縫隙成為容器屏蔽的薄弱點，而頂蓋的邊緣恰好處于縫隙位置。

針對屏蔽體的薄弱點對容器設(shè)計進(jìn)行了改進(jìn)，即將壓蓋的半徑增加0.5 cm，以此來增加對縫隙處的屏蔽，改進(jìn)后頂蓋邊緣處的劑量率降至0.58 mSv/h。圖4為容器結(jié)構(gòu)改進(jìn)前后的對比。

圖4 鈷源運輸容器結(jié)構(gòu)改進(jìn)前后對比Fig.4 Structure improvement of 60Co source transport cask

以下為設(shè)計改進(jìn)后的相關(guān)計算結(jié)果。

正常運輸條件下各位置的劑量率示于圖5。

圖5 正常運輸條件下各位置的劑量率Fig.5 Dose rate at calculation point under normal transport condition

表1列出了正常運輸條件下計算數(shù)據(jù)與實測數(shù)據(jù)的對比及事故后劑量率計算結(jié)果。

從表1可看出：容器側(cè)表面的中部出現(xiàn)側(cè)面劑量率峰值0.302 mSv/h。上表面的排氣孔開孔處出現(xiàn)上表面劑量率峰值0.706 mSv/h。容器底部中心出現(xiàn)底部劑量率峰值0.073 5 mSv/h，底部峰值出現(xiàn)的主要原因是底部的排水管在中心位置有一段直管段，雖然未貫穿，但仍導(dǎo)致這個位置屏蔽厚度略薄，但這個峰值的劑量率僅為0.073 5 mSv/h，考慮安全裕量后仍小于規(guī)程要求。

4 結(jié)論

1) 鈷源運輸容器結(jié)構(gòu)復(fù)雜，因此在屏蔽設(shè)計分析時對容器的精細(xì)建模是工作的重點。本設(shè)計應(yīng)用蒙特卡羅方法進(jìn)行精確的三維建模，并應(yīng)用一系列減小方差技巧，得到精確度很高的計算結(jié)果。劑量率計算結(jié)果的統(tǒng)計誤差均小于5%，計算結(jié)果可信。

2) 鈷源運輸容器在初步計算時發(fā)現(xiàn)頂蓋邊緣處劑量率超過了規(guī)程要求的2 mSv/h。因此對設(shè)計進(jìn)行了改進(jìn)，將壓蓋的半徑增加0.5 cm，改進(jìn)后頂蓋邊緣處的劑量率降至0.58 mSv/h，在考慮2倍安全裕量的情況下仍滿足規(guī)程要求。

表1 劑量率計算數(shù)據(jù)及其與實測數(shù)據(jù)對比Table 1 Calculation result of dose rate and comparison with measurement result

3) 鈷源運輸容器在正常運輸條件和事故條件下的劑量率水平均滿足規(guī)程要求。設(shè)計計算值與容器裝源后的實測結(jié)果符合較好，進(jìn)一步驗證了設(shè)計中所采用的屏蔽計算方法的合理性和可靠性。

[1] 朱麗兵,周云清,丁捷,等. CANDU重水反應(yīng)堆鈷調(diào)節(jié)棒組件結(jié)構(gòu)設(shè)計[J]. 原子能科學(xué)技術(shù),2010,44(增刊)：418-422.

ZHU Libing, ZHOU Yunqing, DING Jie, et al. Cobalt adjuster rod assembly structural design in CANDU deuterium uranium reactor[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2010, 44(Suppl.): 418-422(in Chinese).

[2] GB 11806—2004 放射性物質(zhì)安全運輸規(guī)程[S]. 北京：中國標(biāo)準(zhǔn)出版社，2004.

[3] 潘自強. 輻射安全手冊[M]. 北京：科學(xué)出版社,2011：134.

[4] 毛亞蔚. MCNP程序開發(fā)：中子和光子屏蔽計算[R]. 北京：中國核電工程有限公司，2003.

[5] WU Y, FDS Team. CAD-based interface programs for fusion neutron transport simulation[J]. Fusion Engineering and Design, 2009, 84: 1 987-1 992.

[6] MCAM用戶手冊[R]. 合肥：中國科學(xué)院等離子體物理研究所,2009.

[7] 曾勤,盧磊,李瑩,等. 蒙特卡羅粒子輸運計算自動建模程序MCAM在ITER核分析建模中的應(yīng)用[J]. 原子核物理評論,2006,23(2)：138-141.

ZENG Qin, LU Lei, LI Ying, et al. Application of automatic modeling code for Monte Carlo particle transport for ITER nuclear analysis[J]. Nuclear Physics Review, 2006, 23(2): 138-141(in Chinese).

Research on Shielding of High-capacity Cobalt Source Transport Cask

XUE Na, WANG Bing-heng, MAO Ya-wei

(ChinaNuclearPowerEngineeringCo.,Ltd.,Beijing100840,China)

High-capacity cobalt source transport casks are used to transport60Co industrial irradiators. The radioactive contents have special features of high-activity and high residual heat, so only a few countries have design capacity. This is the first design project for the self-reliant design of high-capacity cobalt source transport casks. This paper was devoted to key technology in shielding design of these casks. The MCAM code and MCNP code were used for the calculation of the dose rate level outside the cask and the design improvement was applied in the cask to meet the requirements in national standard. A series of test proved the casks have ability to transport high-activity sealed sources safely. Calculation results in design are in well concordance with survey results. It demonstrates the rationality and reliability of the methods used in this shielding design. The patent for the design of high-capacity cobalt source transport casks was obtained. Through the design for cobalt source transport casks, a good foundation is laid for the self-reliant design of spent fuel transport cask.

cobalt source transport cask; shielding design; MCNP code; MCAM code

2014-03-13;

2014-04-18

薛 娜(1982—)，女，陜西興平人，高級工程師，碩士研究生，輻射安全專業(yè)

TL932.1

A

1000-6931(2015)07-1298-05

10.7538/yzk.2015.49.07.1298