基于MELCOR與MCNP程序的安全殼劑量率計(jì)算方法

史曉磊，許 倩，魏嚴(yán)凇，季松濤

（中國原子能科學(xué)研究院反應(yīng)堆工程研究設(shè)計(jì)所，北京 102413）

基于MELCOR與MCNP程序的安全殼劑量率計(jì)算方法

史曉磊，許 倩，魏嚴(yán)凇，季松濤

（中國原子能科學(xué)研究院反應(yīng)堆工程研究設(shè)計(jì)所，北京 102413）

嚴(yán)重事故條件下，評估安全殼內(nèi)的放射性劑量率水平對核電廠嚴(yán)重事故管理、應(yīng)急響應(yīng)等環(huán)節(jié)具有重要指導(dǎo)意義。本工作利用MELCOR程序模擬嚴(yán)重事故序列，計(jì)算不同核素組釋放進(jìn)入安全殼內(nèi)的質(zhì)量；利用ORIGEN2程序計(jì)算不同核素組的堆芯積存量及核素的γ源強(qiáng)；利用MCNP程序計(jì)算每組核素100%釋放進(jìn)入安全殼所產(chǎn)生的劑量率水平；最后根據(jù)擬合公式求解安全殼劑量率。中核核電運(yùn)行管理有限公司30萬千瓦機(jī)組安全殼劑量率的計(jì)算結(jié)果說明該方法切實(shí)可行。

MELCOR；ORIGEN2；MCNP；安全殼劑量率

嚴(yán)重事故條件下，分析安全殼內(nèi)的環(huán)境條件、評估安全殼劑量率水平對于核電廠事故管理、應(yīng)急響應(yīng)等環(huán)節(jié)具有重要意義［1］。目前，國內(nèi)大多采用MCNP程序［2］計(jì)算安全殼劑量率，但利用MCNP計(jì)算安全殼劑量率之前需先假設(shè)放射性裂變產(chǎn)物釋放到安全殼氣空間內(nèi)的份額，而裂變產(chǎn)物釋放份額與事故序列緊密相關(guān)，對不同的嚴(yán)重事故序列及同一嚴(yán)重事故序列下的不同時(shí)間點(diǎn)，放射性裂變產(chǎn)物向安全殼氣空間的釋放份額差別很大。裂變產(chǎn)物釋放份額可通過嚴(yán)重事故分析程序來獲得，MELCOR程序［3］是美國Sandia國家實(shí)驗(yàn)室為美國核管會（NRC）開發(fā)的一個(gè)嚴(yán)重事故一體化分析程序，用于模擬輕水堆核電廠嚴(yán)重事故的進(jìn)程。MELCOR可計(jì)算出所模擬的嚴(yán)重事故序列下放射性裂變產(chǎn)物釋放到安全殼氣空間的質(zhì)量份額，但沒有相應(yīng)的安全殼劑量率的計(jì)算。本文將MELCOR與MCNP結(jié)合，研究不同嚴(yán)重事故序列下安全殼劑量率的近似計(jì)算方法。

1 計(jì)算方法

安全殼劑量率計(jì)算方法示于圖1。利用ORIGEN2計(jì)算堆芯積存量和核素γ源強(qiáng)，為MCNP計(jì)算劑量率提供輸入數(shù)據(jù)。利用MCNP分別計(jì)算放射性惰性氣體、堿金屬、鹵素100%釋放到安全殼氣空間所產(chǎn)生的劑量率。利用MELCOR模擬嚴(yán)重事故序列，分別計(jì)算放射性惰性氣體、堿金屬、鹵素實(shí)際釋放到安全殼氣空間中的質(zhì)量。最后根據(jù)擬合公式求解總的安全殼劑量率，并繪制劑量率曲線。

圖1 安全殼劑量率計(jì)算方法Fig.1 Calculating method of containment dose rate

1.1 堆芯積存量和核素γ源強(qiáng)

嚴(yán)重事故條件下，根據(jù)放射性裂變產(chǎn)物行為，將對安全殼內(nèi)劑量率水平貢獻(xiàn)最大的核素分為3組：惰性氣體、堿金屬和鹵素。堆芯積存量與反應(yīng)堆的功率水平、燃耗深度及燃耗歷史等有關(guān)。采用ORIGEN2［4］計(jì)算放射性惰性氣體、堿金屬和鹵素的堆芯積存量，保證計(jì)算模型與MELCOR一致，同時(shí)用ORIGEN2計(jì)算核素的γ源強(qiáng)，為MCNP計(jì)算劑量率提供輸入數(shù)據(jù)。假設(shè)利用ORIGEN2計(jì)算得到的放射性惰性氣體、堿金屬和鹵素的堆芯積存量分別為M1、M2、M4，主要核素的分組列于表1。

表1 嚴(yán)重事故下主要核素分組Table 1 Main radionuclide class compositions

1.2 核素100%釋放到安全殼氣空間所產(chǎn)生的劑量率

假設(shè)放射性惰性氣體、堿金屬和鹵素的釋放份額為100%，即進(jìn)入安全殼氣空間內(nèi)的放射性惰性氣體、堿金屬和鹵素的質(zhì)量分別為M1、M2、M4，利用MCNP分別計(jì)算放射性惰性氣體、堿金屬和鹵素對安全殼劑量率的貢獻(xiàn)。主要計(jì)算過程如下：

1）將ORIGEN2計(jì)算得到的堆芯積存量及各組核素的γ源強(qiáng)輸入到MCNP中；

2）利用MCNP模擬安全殼內(nèi)主要設(shè)備及屏蔽墻，建立幾何模型，選擇需要計(jì)算劑量率的探測點(diǎn)x的位置。由于設(shè)備及墻的屏蔽作用，在安全殼內(nèi)的不同位置，劑量率水平有較大差別；

3）利用MCNP分別計(jì)算放射性惰性氣體、堿金屬和鹵素100%釋放進(jìn)入安全殼氣空間對x處所產(chǎn)生的劑量率水平，分別記為CRM1（t）、CRM2（t）、CRM4（t），t為事故發(fā)生后的停堆時(shí)間。

1.3 核素實(shí)際釋放到安全殼氣空間中的質(zhì)量

對于特定核反應(yīng)堆，建立MELCOR模型的目的是為了獲得不同嚴(yán)重事故序列下，放射性裂變產(chǎn)物釋放進(jìn)入安全殼氣空間的質(zhì)量。主要計(jì)算過程如下：

1）建立MELCOR模型，劃分控制體及流道，并定義相關(guān)的控制函數(shù)，定義熱構(gòu)件，在堆芯模塊、堆腔模塊、衰變熱模塊、放射性核素模塊中定義有關(guān)的輸入?yún)?shù)；

2）模擬嚴(yán)重事故序列，分析事故后果；

3）根據(jù)嚴(yán)重事故分析結(jié)果，分別計(jì)算放射性惰性氣體、堿金屬和鹵素實(shí)際釋放進(jìn)入安全殼氣空間中的質(zhì)量，記為m1（t）、m2（t）、m4（t）。

1.4 根據(jù)擬合公式求解總的安全殼劑量率

對于某一核素組，放射性裂變產(chǎn)物的釋放及遷移行為近似，安全殼氣空間中的放射性裂變產(chǎn)物的質(zhì)量與其所產(chǎn)生的安全殼劑量率水平呈正比關(guān)系［5］。對于特定核反應(yīng)堆，在選定測點(diǎn)下的安全殼劑量率水平由擬合公式（式（1））近似求解。

根據(jù)式（1），按照一定的時(shí)間間隔，計(jì)算x處的劑量率水平，并繪制安全殼劑量率曲線。對于相鄰時(shí)間間隔內(nèi)的安全殼劑量率水平，可通過插值法近似求解。

2 計(jì)算實(shí)例

按照上述方法，計(jì)算了中核核電運(yùn)行管理有限公司30萬千瓦機(jī)組（簡稱30萬千瓦機(jī)組）安全殼放射性劑量率。

利用ORIGEN2計(jì)算堆芯積存量和核素γ源強(qiáng)，ORIGEN2的輸入?yún)?shù)列于表2。

表2 ORIGEN2輸入?yún)?shù)Table 2 Input parameters of ORIGEN2

利用MCNP模擬安全殼內(nèi)主要設(shè)備及屏蔽墻。主要屏蔽墻包括環(huán)廊、主設(shè)備間、蒸汽發(fā)生器間、主泵間，其幾何模型示于圖2。安全殼內(nèi)劑量率探測點(diǎn)的位置分別位于安全殼大廳、主設(shè)備間及環(huán)廊。

利用30萬千瓦機(jī)組MELCOR模型［6］計(jì)算分析了3種典型的嚴(yán)重事故序列：大破口失水事故（LBLOCA，一回路熱管段雙端剪切，且無任何能動(dòng)的緩解措施）、小破口失水事故（SBLOCA，一回路熱管段破口尺寸6.35cm，且無任何能動(dòng)的緩解措施）、全廠斷電事故（SBO）。主要事故進(jìn)程列于表3。

圖2 安全殼幾何模型Fig.2 Geometry model of containment

表3 主要事故進(jìn)程Table 3 Main accident progress

根據(jù)式（1）計(jì)算不同時(shí)間點(diǎn)的安全殼放射性劑量率，并繪制30萬千瓦機(jī)組安全殼放射性劑量率曲線，結(jié)果示于圖3。由圖3a、b可看出，對于失水事故，包殼發(fā)生破損后，放射性裂變產(chǎn)物開始釋放進(jìn)入安全殼，隨著釋放量的增加，安全殼劑量率水平也逐漸升高，當(dāng)堆芯中能夠遷移進(jìn)入安全殼的裂變產(chǎn)物全部釋放后，隨著核素活度的下降，安全殼劑量率水平也逐漸降低。由圖3c可看出，對于全廠斷電事故，包殼損傷后，放射性裂變產(chǎn)物釋放進(jìn)入安全殼的份額相對較低，在壓力容器熔穿后，一回路內(nèi)積存的裂變產(chǎn)物會釋放進(jìn)入安全殼，使安全殼劑量率水平迅速升高，在到達(dá)一個(gè)峰值后，由于核素活度的下降，安全殼劑量率水平才開始逐漸降低。

圖3 不同事故序列下安全殼劑量率曲線Fig.3 Containment dose rate curves under different accidents

30萬千瓦機(jī)組并無安全殼放射性劑量率的相關(guān)數(shù)據(jù)，本文選取中核核電運(yùn)行管理有限公司60萬千瓦機(jī)組（簡稱60萬千瓦機(jī)組）安全殼放射性劑量率曲線［7］進(jìn)行對比，驗(yàn)證計(jì)算結(jié)果的合理性。60萬千瓦機(jī)組低壓事故序列（一回路壓力低于11MPa，無安全殼噴淋）安全殼劑量率曲線示于圖4，根據(jù)NUREG-1465的建議，預(yù)先假設(shè)放射性裂變產(chǎn)物釋放進(jìn)入安全殼的份額，然后利用MCNP計(jì)算得到的安全殼大廳和環(huán)廊的劑量率曲線［8］。對比圖3a、b與圖4可見，安全殼劑量率曲線的變化趨勢是一致的，對于不同的嚴(yán)重事故序列，安全殼劑量率略有差別，主要是由于60萬千瓦機(jī)組燃料裝載量約為30萬千瓦機(jī)組的1.76倍，另外，MELCOR計(jì)算得到的裂變產(chǎn)物釋放份額針對具體的事故序列，而NUREG-1465的建議釋放份額相對更保守，包絡(luò)性更強(qiáng)?？偟膩碚f，30萬千瓦機(jī)組安全殼劑量率曲線是合理的，說明本文提出的計(jì)算方法切實(shí)可行。

圖4 低壓事故序列下安全殼劑量率曲線Fig.4 Containment dose rate curve under low pressure accident sequence

3 小結(jié)

本文在利用MELCOR程序進(jìn)行嚴(yán)重事故分析的基礎(chǔ)上，結(jié)合MCNP程序，提出了一種求解不同嚴(yán)重事故序列下安全殼劑量率的近似計(jì)算方法，可用于嚴(yán)重事故管理及應(yīng)急響應(yīng)等相關(guān)研究。對中核核電運(yùn)行管理有限公司30萬千瓦機(jī)組的安全殼劑量率進(jìn)行計(jì)算，結(jié)果表明此方法切實(shí)可行。

［1］ 史曉磊，刁均輝，魏嚴(yán)凇.秦山核電有限公司嚴(yán)重事故管理導(dǎo)則——設(shè)備可用性分析報(bào)告［R］.北京：中國原子能科學(xué)研究院，2013.

［2］ BRIESMEISTER J F.MCNPTM：A general Monte Carlo N-particle transport code，Version 4BManual，LA-12625-M［R］.USA：LANL，1997.

［3］ GAUNTT R O.MELCOR computer code manual，Volume 2：Reference manual，Version 1.8.5［R］.USA：Sandia National Laboratories，2000.

［4］ CROFF A G.A user’s manual for the ORIGEN2 code，ORNL／TM-7175［R］.USA：Oak Ridge National Laboratory，1980.

［5］ GAUNTT R O.Radio nuclide（RN）package reference manual，NUREG／CR-6199［R］.USA：Sandia National Laboratories，2000.

［6］ 張應(yīng)超，季松濤.MELCOR 300MWe核電廠計(jì)算模型說明［R］.北京：中國原子能科學(xué)研究院，1996.

［7］ 楊勇，張強(qiáng).核電秦山聯(lián)營有限公司事故情況下安全殼內(nèi)輻射探測器劑量曲線［R］.北京：中國原子能科學(xué)研究院，2010.

［8］ SOFFER L，BURSON S B.Accident source terms for light-water nuclear power plants［R］.USA：Nuclear Regulatory Commission，1995.

Calculating Method of Containment Dose Rate Based on MELCOR and MCNP Codes

SHI Xiao-lei，XU Qian，WEI Yan-song，JI Song-tao
（China Institute of Atomic Energy，P.O.Box275-64，Beijing102413，China）

It is important to evaluate the containment dose rate under severe accident conditions for some aspects of a nuclear power plant，such as severe accident management and emergency response.In this work，the MELCOR code was used to simulate the sequence of severe accidents，calculate masses of radioactive fission products released to containment.The ORIGEN2code was used to calculate theγsource intensity.The MCNP code was used to calculate the containment dose rate when each group of radioactive fission products was all released to containment.The containment dose rate was finally calculated by a fitting formula.This method was used in the 300MW units of CNNP Nuclear Power Operations Management Co.Ltd and was proved to be available.

MELCOR；ORIGEN2；MCNP；containment dose rate

TL364.4

：A

：1000-6931（2015）01-0111-04

10.7538／yzk.2015.49.01.0111

2013-10-21；

2014-05-21

史曉磊（1985—），男，山東青島人，研究實(shí)習(xí)員，碩士，核能科學(xué)與工程專業(yè)