秦山一期堆本體退役源項(xiàng)估算及輻射場(chǎng)可視化

羅 文, 宋英明,鄒樹(shù)梁,周劍良,丁謙學(xué),高慶瑜

(1. 南華大學(xué)核科學(xué)技術(shù)學(xué)院，湖南衡陽(yáng)421001；2. 上海核工程研究設(shè)計(jì)院，上海200233；3.三門(mén)技師學(xué)院，臺(tái)州317100)

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秦山一期堆本體退役源項(xiàng)估算及輻射場(chǎng)可視化

羅 文1，3, 宋英明1,鄒樹(shù)梁1,周劍良1,丁謙學(xué)2,高慶瑜1

(1. 南華大學(xué)核科學(xué)技術(shù)學(xué)院，湖南衡陽(yáng)421001；2. 上海核工程研究設(shè)計(jì)院，上海200233；3.三門(mén)技師學(xué)院，臺(tái)州317100)

針對(duì)我國(guó)秦山一期核反應(yīng)堆實(shí)際情況，利用蒙特卡羅程序建立了細(xì)化到燃料棒結(jié)構(gòu)的全堆芯pin-by-pin模型進(jìn)行中子輸運(yùn)計(jì)算，并對(duì)計(jì)算模型的可靠性進(jìn)行了驗(yàn)證；基于堆本體結(jié)構(gòu)部件的幾何參數(shù)、材料參數(shù)及堆本體中子注量率分布，在假定功率運(yùn)行史的情況下，利用燃耗計(jì)算程序計(jì)算了反應(yīng)堆停堆后的中子活化產(chǎn)物作為堆本體退役源項(xiàng)的估算結(jié)果，并對(duì)源項(xiàng)產(chǎn)生的三維輻射場(chǎng)劑量分布情況進(jìn)行了可視化建模與分析，模擬結(jié)果與理論分析一致。本研究是下一步建立我國(guó)秦山核電廠退役技術(shù)安全驗(yàn)證和虛擬仿真平臺(tái)的關(guān)鍵性基礎(chǔ)工作。

秦山一期堆本體；退役源項(xiàng)；三維輻射場(chǎng)；可視化

核電廠退役是一項(xiàng)周期長(zhǎng)、涉及面廣、投資高的系統(tǒng)工程，與常規(guī)設(shè)施的拆除過(guò)程相比具有高放射性危險(xiǎn)、高污染、過(guò)程復(fù)雜、工藝要求嚴(yán)格等特點(diǎn)?；诎踩浴⒔?jīng)濟(jì)性、合理性的考慮，在實(shí)施核設(shè)施退役工作前，必須借助計(jì)算機(jī)仿真手段對(duì)退役源項(xiàng)進(jìn)行估算，對(duì)退役技術(shù)方案和關(guān)鍵步驟進(jìn)行驗(yàn)證、評(píng)估和演練，以避免對(duì)人員和環(huán)境造成危害[1-2]。我國(guó)大陸自秦山核電廠首次并網(wǎng)以來(lái)，至今已有22臺(tái)機(jī)組投入商業(yè)運(yùn)行，按照設(shè)計(jì)壽期[3]，秦山一期核電廠將于2021年面臨退役或延壽，其他機(jī)組也將開(kāi)始陸續(xù)進(jìn)入退役階段，但國(guó)內(nèi)尚沒(méi)有核電廠退役的經(jīng)驗(yàn)。國(guó)外在經(jīng)過(guò)了大量的退役及實(shí)驗(yàn)工作之后，已經(jīng)有了一套比較成熟的退役源項(xiàng)計(jì)算分析與應(yīng)用研究方法，開(kāi)發(fā)出了經(jīng)實(shí)驗(yàn)驗(yàn)證的源項(xiàng)計(jì)算分析與應(yīng)用研究程序(ORIGEN系列、MCNP、KORIGEN、DECOM、FISPIN等)[4]。國(guó)內(nèi)學(xué)者也開(kāi)展了部分核設(shè)施退役源項(xiàng)計(jì)算的研究工作[5-7]。

本文利用蒙特卡羅程序MCNP針對(duì)秦山一期核電廠進(jìn)行了堆本體中子輸運(yùn)計(jì)算，并驗(yàn)證了計(jì)算模型的可靠性。根據(jù)堆內(nèi)結(jié)構(gòu)部件的幾何參數(shù)、材料參數(shù)及堆本體中子注量率分布，在假定功率運(yùn)行史的情況下，利用燃耗計(jì)算程序ORIGEN計(jì)算了反應(yīng)堆停堆后的中子活化產(chǎn)物作為退役源項(xiàng)的估算結(jié)果，并對(duì)源項(xiàng)產(chǎn)生的三維輻射場(chǎng)劑量分布情況進(jìn)行了可視化建模與分析。

1 退役堆本體仿真建模

1.1 源項(xiàng)估算技術(shù)路線

源項(xiàng)估算需要考慮的參數(shù)較多，包括材料質(zhì)量、體積，材料核素成分、比例、受輻照時(shí)間及反應(yīng)堆運(yùn)行時(shí)間等物理參數(shù)。MCNP不受幾何和物質(zhì)限制[8]，可設(shè)定材料核素成分、比例、體積、質(zhì)量，通過(guò)蒙特卡羅隨機(jī)抽樣，計(jì)算待估算的結(jié)構(gòu)部件中子注量率。ORIGEN屬于點(diǎn)燃耗及放射性衰變計(jì)算程序[9]，通過(guò)設(shè)定核素的成分、衰變特性、受輻照時(shí)間、衰變時(shí)間及中子注量率等參數(shù)，計(jì)算放射性物質(zhì)的積累、衰變過(guò)程，得到各個(gè)結(jié)構(gòu)部件的源項(xiàng)信息，技術(shù)路線如圖1所示。

圖1 源項(xiàng)估算技術(shù)路線Fig. 1 The technical route for source term estimation

1.2 退役堆本體模型設(shè)置

假設(shè)退役前反應(yīng)堆內(nèi)的冷卻劑、燃料棒及其控制儀器已被移除，因此退役源項(xiàng)主要是反應(yīng)堆結(jié)構(gòu)部件的中子活化產(chǎn)物。考慮的堆本體結(jié)構(gòu)部件主要包括：壓力容器、壓力容器內(nèi)襯、吊籃、圍板、堆芯上柵板區(qū)、堆芯下柵板區(qū)、堆芯下部支撐區(qū)，如圖2所示。

圖2 堆芯結(jié)構(gòu)部件示意圖Fig. 2 Schematic of reactor structures and components1—堆芯下部支撐區(qū)；2—堆芯下柵板區(qū)；3—圍板；4—堆芯上柵板區(qū)；5—吊籃；6—壓力容器內(nèi)襯；7—壓力容器

為提高源項(xiàng)估算的準(zhǔn)確度和可靠性，使源項(xiàng)估算誤差盡可能小，利用MCNP程序建立符合秦山一期核電廠的全堆芯pin-by-pin模型，細(xì)化到燃料棒結(jié)構(gòu)，燃料元件芯塊與鋯包殼之間存在0.085cm的氦氣間隙，燃料棒上、下頂端包殼厚度為5cm，全堆芯模型徑向截面如圖3 所示。

圖3 全堆芯模型徑向截面圖(未按比例)Fig. 3 Radial section of the whole core model (not in scale)1—壓力容器外部探測(cè)區(qū)；2—壓力容器；3—壓力容器內(nèi)襯；4—未加熱冷卻劑；5—吊籃；6—加熱冷卻劑；7—圍板；8—濃度為3%的燃料組件；9—濃度為2.672%的燃料組件；10—濃度為2.4%的燃料組件

堆芯中共有121個(gè)燃料組件，燃料組件截面積為20.03cm2×20.03cm2，活性段的高度為290cm，堆芯采用三區(qū)裝料，三種燃料濃度分別為3%、2.672%、2.4%[10]。壓力容器的厚度為17.9cm，其中內(nèi)襯不銹鋼的厚度為0.4cm，母材為碳鋼，壓力容器內(nèi)半徑為168.7cm。為節(jié)約中子輸運(yùn)物理過(guò)程的模擬計(jì)算時(shí)間，基于實(shí)際反應(yīng)堆內(nèi)部結(jié)構(gòu)布置，對(duì)堆本體進(jìn)行了合理等效簡(jiǎn)化，簡(jiǎn)化后模型參數(shù)如表1所示。

表1 反應(yīng)堆內(nèi)部結(jié)構(gòu)部件模型參數(shù)

2 退役源項(xiàng)估算

2.1 計(jì)算模型驗(yàn)證與分析

為確保秦山一期核電廠堆本體退役源項(xiàng)估算的可靠性與準(zhǔn)確性，需驗(yàn)證利用MCNP程序建立的全堆芯pin-by-pin模型的可靠性。為客觀的進(jìn)行驗(yàn)證，在假定堆功率運(yùn)行史的情況下，選取位于堆本體燃料活性段范圍內(nèi)5個(gè)驗(yàn)證點(diǎn)，同一燃料組件不同高度和同一高度不同燃料組件進(jìn)行對(duì)比驗(yàn)證，驗(yàn)證點(diǎn)分布情況如表2所示。

表2 驗(yàn)證點(diǎn)分布情況

對(duì)比兩者數(shù)據(jù)，可得出中子注量率計(jì)算結(jié)果偏保守，由于在建模過(guò)程中，對(duì)一些反應(yīng)堆內(nèi)結(jié)構(gòu)部件，在一定范圍內(nèi)進(jìn)行了適當(dāng)均勻化處理，導(dǎo)致MCNP程序計(jì)算結(jié)果偏保守。

同時(shí)對(duì)比發(fā)現(xiàn)，距離燃料活性段幾何中心愈近的驗(yàn)證點(diǎn)，計(jì)算值與實(shí)驗(yàn)值愈接近，由于建模中簡(jiǎn)化的反應(yīng)堆內(nèi)結(jié)構(gòu)部件對(duì)其中子輸運(yùn)物理過(guò)程中的影響小，與實(shí)際中子輸運(yùn)物理過(guò)程差異性小，導(dǎo)致距離燃料活性段幾何中心愈近，計(jì)算值與實(shí)驗(yàn)值愈接近，誤差范圍小。

表2中所示計(jì)算值與實(shí)驗(yàn)測(cè)得值的數(shù)據(jù)雖未完全吻合，存在偏差，兩者數(shù)據(jù)比值范圍是1.0765E+00～1.3687E+00，在可接受范圍之內(nèi)，計(jì)算模型的可靠性得到驗(yàn)證。

2.2 退役源項(xiàng)估算結(jié)果與分析

秦山一期核電廠堆本體結(jié)構(gòu)部件的主要核素為C、Co、Fe、Mn、Ni等，在假定功率運(yùn)行史的情況下，經(jīng)中子輻照，堆內(nèi)結(jié)構(gòu)部件的核素被活化為14C、60Co、55Fe、54Mn、59Ni、63Ni等放射性核素，如表3所示。

表3 主要活化核素特性

反應(yīng)堆停堆較長(zhǎng)一段時(shí)間后，堆內(nèi)結(jié)構(gòu)部件經(jīng)活化后的短壽命放射性核素衰變殆盡，而中長(zhǎng)期壽命的放射性核素對(duì)退役源項(xiàng)的貢獻(xiàn)占主導(dǎo)，γ衰變核素成分較大較為典型，又因在實(shí)際退役作業(yè)過(guò)程中，防護(hù)時(shí)主要需要考慮的源項(xiàng)為γ輻射，因此本文堆本體結(jié)構(gòu)部件退役源項(xiàng)估算考慮60Co、55Fe兩種核素。通過(guò)MCNP程序與ORIGEN程序耦合，計(jì)算得到反應(yīng)堆運(yùn)行30年壽期之后堆內(nèi)各個(gè)結(jié)構(gòu)部件的中子活化產(chǎn)物存量，其中60Co、55Fe活度隨衰變時(shí)間的變化如圖4、圖5所示。

圖4 堆內(nèi)結(jié)構(gòu)部件60Co活度隨時(shí)間的變化Fig. 4 Radioactivity of 60Co vs. time

圖5 堆內(nèi)結(jié)構(gòu)部件55Fe活度隨時(shí)間的變化 Fig. 5 Radioactivity of 55Fe vs. time

由于經(jīng)過(guò)13年的停堆時(shí)間之后，60Co、55Fe活度變化趨于平緩，同時(shí)兼顧計(jì)算時(shí)間，本文考慮經(jīng)過(guò)13年衰變時(shí)間的60Co、55Fe活度隨衰變時(shí)間的變化情況。

由圖4可以看出，堆內(nèi)結(jié)構(gòu)部件60Co的主要貢獻(xiàn)集中在堆芯下部支撐區(qū)、圍板與堆芯下柵板，且隨時(shí)間的增加，放射性活度逐漸減小，經(jīng)過(guò)13年停堆時(shí)間，吊籃與堆芯下部支撐區(qū)衰變效果明顯，放射性活度下降一個(gè)數(shù)量級(jí)，而在燃料活性段區(qū)域內(nèi)的圍板、堆芯上、下柵板衰變效果不顯著，說(shuō)明其放射性仍然較大，在對(duì)該結(jié)構(gòu)部件進(jìn)行退役前，還需一段較長(zhǎng)停堆時(shí)間，再進(jìn)行退役作業(yè)，以提高作業(yè)機(jī)械或作業(yè)人員的安全性。

由圖5可以看出，堆內(nèi)結(jié)構(gòu)部件55Fe隨衰變時(shí)間增加，活度逐漸降低，經(jīng)過(guò)13年停堆時(shí)間，堆芯下部支撐區(qū)、圍板、吊籃的放射性活動(dòng)變化顯著，而燃料活性范圍內(nèi)的堆芯上、下柵板放射性活度變化差異小。同時(shí)對(duì)比圖4，發(fā)現(xiàn)燃料活性段范圍內(nèi)的結(jié)構(gòu)部件隨時(shí)間衰變變化不顯著，且各結(jié)構(gòu)部件的放射性活性大小對(duì)源項(xiàng)貢獻(xiàn)相一致，均是吊籃貢獻(xiàn)最小，堆芯下部支撐區(qū)貢獻(xiàn)最大。

3 三維輻射場(chǎng)可視化

三維輻射場(chǎng)可視化是建立在已知源項(xiàng)幾何大小、活度、產(chǎn)生射線的種類、射線能量等退役源項(xiàng)信息的基礎(chǔ)上。為可視化秦山一期核電廠退役堆本體源項(xiàng)產(chǎn)生的三維輻射場(chǎng)，整個(gè)堆本體三維幾何結(jié)構(gòu)模型需劃分網(wǎng)格，利用MCNP程序計(jì)算堆本體源項(xiàng)在結(jié)構(gòu)模型中每個(gè)網(wǎng)格的能量注量或粒子注量。

堆本體三維幾何結(jié)構(gòu)模型劃分愈精細(xì)，網(wǎng)格數(shù)目愈多，可視化的三維輻射場(chǎng)愈精確，然而虛擬仿真計(jì)算時(shí)間也隨之增加，在兼顧三維輻射場(chǎng)的精確度與計(jì)算時(shí)間的情況下，本文設(shè)定網(wǎng)格間距為10 cm，計(jì)算得到一個(gè)40×40×110的三維輻射場(chǎng)數(shù)據(jù)矩陣，耦合輻射虛擬仿真系統(tǒng)RVIS[11]與三維幾何結(jié)構(gòu)模型，得到秦山一期核電廠堆本體退役源項(xiàng)的三維輻射場(chǎng)可視化效果圖，如圖6所示。

圖6 停堆7年堆本體退役源項(xiàng)三維輻射場(chǎng)效果圖Fig. 6 The 3D radiation field effect of decommissioning source term for reactor shut down for 7 years

在退役前，反應(yīng)堆已停堆5年以上時(shí)，可近似認(rèn)為環(huán)境中的γ輻射均來(lái)自60Co(產(chǎn)生1.17MeV和1.33MeV的γ射線)的貢獻(xiàn)。圖6 示出秦山一期核電廠停堆7年時(shí)可視化的三維輻射場(chǎng)，堆本體構(gòu)件源項(xiàng)產(chǎn)生的γ輻射，該空間內(nèi)γ輻射最大值在堆芯活性區(qū)域范圍內(nèi)，而壓力容器上、下端為γ輻射最小區(qū)域。為減少蒙特卡羅抽樣統(tǒng)計(jì)誤差，設(shè)定粒子個(gè)數(shù)為109，統(tǒng)計(jì)結(jié)果誤差范圍為0.023%～0.08%，在可接受范圍之內(nèi)。

圖7示出秦山一期核電廠停堆9年時(shí)可視化的三維輻射場(chǎng)，堆本體構(gòu)件源項(xiàng)產(chǎn)生的γ輻射，由于時(shí)間較長(zhǎng)，該空間內(nèi)γ輻射已趨于均勻分布。設(shè)定粒子個(gè)數(shù)為109，統(tǒng)計(jì)結(jié)果誤差范圍為0.013%～0.07%，在可接受范圍之內(nèi)。

圖7 停堆9年堆本體退役源項(xiàng)三維輻射場(chǎng)效果圖Fig. 7 The 3D radiation field effect of decommissioning source term for reactor shut down for 9 years

對(duì)比圖6和圖7，原本高水平的γ輻射堆芯活性區(qū)域與其他區(qū)域的γ輻射水平相差不大，趨于一致，說(shuō)明經(jīng)一定時(shí)間的衰變后再對(duì)堆本體結(jié)構(gòu)部件進(jìn)行退役，可以大大降低退役作業(yè)人員和作業(yè)機(jī)械的受照劑量。

4 結(jié)束語(yǔ)

本研究針對(duì)我國(guó)秦山一期核反應(yīng)堆，利用蒙特卡羅程序建立了全堆芯pin-by-pin模型進(jìn)行中子輸運(yùn)計(jì)算；結(jié)合堆本體結(jié)構(gòu)部件的幾何參數(shù)、材料參數(shù)及堆本體中子注量率分布，利用燃耗計(jì)算程序計(jì)算反應(yīng)堆停堆后的中子活化產(chǎn)物作為堆本體退役源項(xiàng)的估算結(jié)果，并對(duì)源項(xiàng)產(chǎn)生的三維輻射場(chǎng)劑量分布情況進(jìn)行了可視化建模與分析，模擬結(jié)果與理論分析一致，下一步可針對(duì)核電廠退役設(shè)備拆除過(guò)程的輻射幾何學(xué)模型真實(shí)構(gòu)建、三維動(dòng)態(tài)輻射場(chǎng)快速準(zhǔn)確計(jì)算、可視化顯示與劑量安全評(píng)價(jià)等問(wèn)題開(kāi)展研究，建立我國(guó)秦山核電廠的退役技術(shù)安全驗(yàn)證和虛擬仿真平臺(tái)，為秦山核電廠退役過(guò)程輻射安全性評(píng)價(jià)和驗(yàn)證、實(shí)施方案確定、施工關(guān)鍵點(diǎn)分析、操作人員培訓(xùn)等提供支持。

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Radiation Field for the Decommissioning Source Term of Qinshan Reactor

LUO Wen1, SONG Ying-ming1, ZOU Shu-liang1, ZHOU Jian-liang1, DING Qian-xue2, GAO Qing-yu1

(1. School of Nuclear Science and Technology, University of South China, Hengyang, Hunan Prov. 421001, China; 2. Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute, Shanghai 200233, China; 3. Sanmen Technician College, Taizhou 317100, China)

According to the actual situation of Qinshan reactor, pin-by-pin neutron transport calculation model for the whole core was set up by Monte Carlo codes, and the reliability of the model was validated. Based on geometric parameters, material parameters, neutron fluence rate distribution of structure parts, and under assumed reactor power operation history, burnup calculation codes are used to calculate the neutron activation products as estimation results of source term after shutdown, and to analyze the 3D radiation field visualized model of source term. The simulation results are consistent with the theoretical analysis. This study is an important fundamental work for the establishment of the decommissioning technology security verification and virtual simulation platform for Qinshan nuclear power plant.

Qinshan reactor; Decommissioning source term; 3D radiation field; Visualization

2016-12-11

國(guó)家教育部博士點(diǎn)基金資助項(xiàng)目(20134324120003)，湖南省研究生科研創(chuàng)新資助項(xiàng)目(CX2015B407)湖南省教育廳重點(diǎn)項(xiàng)目基金(14A120)，湖南省重點(diǎn)學(xué)科建設(shè)項(xiàng)目資助

羅 文(1990—)，男，湖南衡陽(yáng)人，碩士研究生，現(xiàn)從事輻射防護(hù)方面研究

宋英明：songyingming@tsinghua.org.cn

TL75+1

A

0258-0918(2017)02-0302-06