乏燃料干式貯存設(shè)施輻射屏蔽計(jì)算

洪 哲，趙善桂，于 婷，何 瑋，劉新華,*

1.環(huán)境保護(hù)部 核與輻射安全中心，北京 100082；2.中國(guó)原子能科學(xué)研究院 放射化學(xué)研究所，北京 102413

乏燃料干式貯存設(shè)施輻射屏蔽計(jì)算

洪 哲1，趙善桂1，于 婷2，何 瑋1，劉新華1,*

1.環(huán)境保護(hù)部 核與輻射安全中心，北京 100082；2.中國(guó)原子能科學(xué)研究院 放射化學(xué)研究所，北京 102413

以干式貯存設(shè)施內(nèi)部裝載32組不同初始富集度、不同燃耗的乏燃料組件為研究對(duì)象，用MCNP程序，計(jì)算了不同冷卻時(shí)間、不同位置處的中子劑量、γ劑量和總劑量，結(jié)果表明，隨著冷卻時(shí)間的延長(zhǎng)，γ劑量率、中子劑量率和總的劑量率均在逐步減小?？偟妮椛鋭┝孔畲笾党霈F(xiàn)在貯存設(shè)施表面活性段的中部，最大輻射劑量率約為2.47 mSv/h，相當(dāng)于核電廠輻射分區(qū)的高輻射區(qū)，應(yīng)限制進(jìn)入。為滿足保護(hù)工作人員和公眾所受劑量盡量低的要求，建議采取相關(guān)的措施例如增加屏蔽層厚度或者劃定控制區(qū)域等，限制人員的進(jìn)入。

干式貯存；屏蔽安全；輻射；乏燃料

隨著我國(guó)經(jīng)濟(jì)的快速發(fā)展，核能在我國(guó)能源戰(zhàn)略中的地位日益突出[1]。到2020年，核電裝機(jī)容量將達(dá)到5 800萬千瓦，在建容量達(dá)到3 000萬千瓦以上[2]。核電的快速發(fā)展，造成乏燃料的大量累積，乏燃料在堆貯存水池逐漸滿容，乏燃料管理的形勢(shì)非常嚴(yán)峻[3]。為解決日益突出的乏燃料貯存問題，世界各國(guó)積極研究逐步推廣乏燃料干式貯存容器及設(shè)施[4-8]。

因乏燃料是輻射水平較高的內(nèi)容物，且隨初始富集度、燃耗和冷卻時(shí)間的不同，乏燃料的總活度不同，剛離堆的乏燃料組件活度達(dá)到 1018Bq量級(jí)，所以對(duì)于乏燃料干式貯存設(shè)施的屏蔽性能要求也相對(duì)高[9]。

本工作以不同富集度、不同燃耗、不同冷卻時(shí)間后的AFA-3G燃料組件為內(nèi)容物，以美國(guó)Holtec公司的HI-STORM 100系統(tǒng)[10]為研究對(duì)象，對(duì)屏蔽安全研究過程中的源項(xiàng)計(jì)算、乏燃料組件活性段分布、源的定義及計(jì)數(shù)器的設(shè)置等進(jìn)行系統(tǒng)的研究，發(fā)現(xiàn)其中存在的關(guān)鍵性問題，從而為后續(xù)乏燃料干式貯存設(shè)施的設(shè)計(jì)等進(jìn)行前期的研究工作，也為后續(xù)的監(jiān)管提供依據(jù)。

1 研究對(duì)象

1.1 內(nèi)容物

以AFA-3G型燃料組件為研究對(duì)象，對(duì)輻射安全進(jìn)行研究。分別采用以下3種不同富集度不同燃耗的乏燃料組件為內(nèi)容物：(1) 32組初始富集度4.45%(質(zhì)量分?jǐn)?shù)，下同)、燃耗深度 52 000 MWd/t(以U計(jì)，下同)、冷卻時(shí)間 6～10 a的乏燃料組件；(2) 32組初始富集度3.1%、燃耗深度38 500 MWd/t、冷卻時(shí)間 6～10 a的乏燃料組件；(3) 32組初始富集度2.4%、燃耗深度28 000 MWd/t、冷卻時(shí)間 6～10 a的乏燃料組件。

1.2 干式貯存系統(tǒng)

混凝土筒倉式乏燃料干式貯存設(shè)施主要包括三部分：多用途貯罐(multi-purpose canister, MPC)；轉(zhuǎn)運(yùn)容器(holtec international transfer cask, HI-TRAC)；儲(chǔ)存外包裝(overpack)。本工作以可以裝載32組組件的MPC-32貯罐為研究對(duì)象進(jìn)行研究。

2 源項(xiàng)描述

源項(xiàng)分析采用32組不同初始富集度、不同燃耗深度、不同冷卻時(shí)間的AFA-3G 乏燃料組件。源項(xiàng)計(jì)算使用的程序?yàn)镾CALE6.1程序系統(tǒng)中的ORIGEN-ARP程序，主要用于分析核素濃度隨時(shí)間的變化及積存量、衰變熱等源項(xiàng)參數(shù)的計(jì)算。ARP模塊根據(jù)用戶選擇的組件類型、富集度、燃耗深度等信息，通過插值運(yùn)算產(chǎn)生對(duì)應(yīng)的截面庫。ORIGEN-ARP能使用ARP插值截面庫，快速計(jì)算乏燃料組件的源項(xiàng)[11]，廣泛應(yīng)用于乏燃料貯存等的源項(xiàng)計(jì)算。

對(duì)于乏燃料組件來說，主要的輻射源為γ射線和中子，γ射線絕大部分來自于裂變產(chǎn)物的衰變過程。中子主要是由超钚核素(如241Am、240Am等)的自發(fā)裂變及(α， n)反應(yīng)產(chǎn)生。使用ORIGEN-ARP程序，計(jì)算可以得到乏燃料組件源項(xiàng)(單個(gè)組件)的γ能譜及中子源分布。

屏蔽計(jì)算時(shí)，各源項(xiàng)分布按如下假設(shè)考慮：(1) 乏燃料組件活性段源項(xiàng)(包括γ源和中子源)軸向分布采用文獻(xiàn)[12]中的分布；(2) 活性段源項(xiàng)(包括γ源和中子源)徑向分布采用均勻分布。

3 計(jì)算程序及方法

使用蒙特卡羅(MCNP)方法對(duì)干式貯存系統(tǒng)的屏蔽安全進(jìn)行了研究。蒙特卡羅方法是目前廣泛使用的屏蔽計(jì)算方法，輻射屏蔽問題也是蒙特卡羅方法最早廣泛應(yīng)用的領(lǐng)域之一[13]。MCNP程序是美國(guó)Los Alamos實(shí)驗(yàn)室研制的一個(gè)大型多功能蒙特卡羅程序[14]，可用于計(jì)算中子、光子、中子-光子耦合輸運(yùn)問題和系統(tǒng)的本征值問題。MCNP程序具有強(qiáng)大的三維描述能力，可以處理復(fù)雜的三維幾何結(jié)構(gòu)問題?？赏ㄟ^MCNP建立模型，完成乏燃料干式貯存設(shè)施的輻射屏蔽計(jì)算。注量率-劑量率轉(zhuǎn)換因子采用文獻(xiàn)[15]中的參數(shù)。

以MPC-32內(nèi)容器裝載32組乏燃料組件為研究對(duì)象，通過MCNP4C建立屏蔽計(jì)算模型進(jìn)行屏蔽計(jì)算。屏蔽計(jì)算時(shí)計(jì)數(shù)器分別設(shè)在貯存設(shè)施上表面、活性段上部、中部及下部表面位置，計(jì)數(shù)器的具體設(shè)置列于表1，位置示于圖1。

表1 計(jì)數(shù)器的設(shè)置Table 1 Set of detectors

圖1 屏蔽計(jì)算時(shí)計(jì)數(shù)器分布圖Fig.1 Point distribution in shielding calculation

4 計(jì)算結(jié)果與分析

通過屏蔽計(jì)算，得到了三種富集度對(duì)應(yīng)三種燃耗情況下，在不同的冷卻時(shí)間后，活性段的γ和中子劑量率，計(jì)算結(jié)果列于表2—7。

從表2—7可以看出，對(duì)于三種不同富集度、不同燃耗的乏燃料，隨著冷卻時(shí)間的延長(zhǎng)，γ劑量率和中子劑量率均在逐步減小，這是由于隨著冷卻時(shí)間的增長(zhǎng)，放射性核素的活度在逐步降低。同時(shí)，表面1 m處的劑量率相對(duì)貯存設(shè)施表面的γ劑量率和中子劑量率也均略有降低。同時(shí)，從表2—7中不難發(fā)現(xiàn)，貯存設(shè)施γ劑量率水平和中子劑量率水平最大值均出現(xiàn)在貯存設(shè)施活性段表面的中部。

表2 初始富集度2.4%、燃耗深度28 000 MWd/t貯存設(shè)施γ劑量率水平Table 2 γ dose rate levels of storage facilities with enrichment 2.4% and burnup 28 000 MWd/t

表3 初始富集度3.1%、燃耗深度38 500 MWd/t貯存設(shè)施γ劑量率水平Table 3 γ dose rate levels of storage facilities with enrichment 3.1% and burnup 38 500 MWd/t

表4 初始富集度4.45%、燃耗深度52 000 MWd/t貯存設(shè)施γ劑量率水平Table 4 γ dose rate levels of storage facilities with enrichment 4.45% and burnup 52 000 MWd/t

表5 初始富集度2.4%、燃耗深度28 000 MWd/t貯存設(shè)施中子劑量率水平Table 5 Nuetron dose rate levels of storage facilities with enrichment 2.4% and burnup 28 000 MWd/t

表6 初始富集度3.1%、燃耗深度38 500 MWd/t貯存設(shè)施中子劑量率水平Table 6 Nuetron dose rate levels of storage facilities with enrichment 3.1% and burnup 38 500 MWd/t

表7 初始富集度4.45%、燃耗深度52 000 MWd/t貯存設(shè)施中子劑量率水平Table 7 Nuetron dose rate levels of storage facilities with enrichment 4.45% and burnup 52 000 MWd/t

下面以初始富集度為4.45%、燃耗深度52 000 MWd/t的乏燃料組件不同冷卻時(shí)間情況下活性段表面中部的劑量率進(jìn)行進(jìn)一步探討。圖2和圖3分別給出了不同冷卻時(shí)間下貯存設(shè)施活性段中間表面劑量及其對(duì)應(yīng)的1 m處的中子劑量率、γ劑量率和總劑量率。從圖2、3可以看出，隨著冷卻時(shí)間的延長(zhǎng)，γ劑量率、中子劑量率和總的劑量率均在逐步減小。從圖2中可以看出，總的輻射劑量最大值位于貯存設(shè)施表面活性段的中部，最大輻射劑量率約為2.47 mSv/h。參考《壓水堆核動(dòng)力廠廠內(nèi)輻射分區(qū)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則》(NB/T 20185—2012)[16]中的規(guī)定，大于1 mSv/h劑量率的屬于高輻射區(qū)，應(yīng)限制進(jìn)入。為滿足保護(hù)工作人員和公眾所受劑量盡量低的要求，建議采取相關(guān)的措施例如增加屏蔽層厚度，或者劃定控制區(qū)域等。另建議后續(xù)的巡檢維護(hù)可采用自動(dòng)化設(shè)備。

■——中子劑量率，●——γ劑量率，▲——總劑量率圖2 活性段中間表面劑量率Fig.2 Dose rate of intermediate surface of active segment

■——中子劑量率，●——γ劑量率，▲——總劑量率圖3 活性段中間1 m處劑量率Fig.3 Dose rate of 1 m to intermediate surface of active segment

5 結(jié) 論

通過對(duì)裝載不同富集度、不同燃耗、不同冷卻時(shí)間乏燃料的干式貯存設(shè)施的屏蔽安全研究，得出以下結(jié)論：

(1) 在源項(xiàng)計(jì)算過程中，應(yīng)根據(jù)燃料組件的輻照歷史等參數(shù)，得到相應(yīng)的不同能群對(duì)應(yīng)的中子數(shù)或光子數(shù)；同時(shí)，不同燃耗的乏燃料組件活性段軸向分布是有區(qū)別的，在屏蔽分析過程中，軸向分布數(shù)據(jù)的選擇應(yīng)有相應(yīng)的依據(jù)；

(2) 計(jì)算了不同富集度、不同燃耗、不同冷卻時(shí)間下頂蓋中間表面劑量、貯存設(shè)施上部表面劑量、活性段中間表面劑量、貯存設(shè)施下部表面劑量及其對(duì)應(yīng)的1 m處的中子劑量、γ劑量和總劑量。結(jié)果表明，隨著冷卻時(shí)間的延長(zhǎng)，γ劑量率、中子劑量率和總的劑量率均在逐步減小。總的輻射劑量最大值出現(xiàn)在貯存設(shè)施表面活性段的中部，最大輻射劑量率約為2.47 mSv/h，屬于高輻射區(qū)，應(yīng)限制進(jìn)入。為滿足保護(hù)工作人員和公眾所受劑量盡量低的要求，建議采取相關(guān)的措施例如增加屏蔽層厚度，或者劃定控制區(qū)域等。另建議后續(xù)的巡檢維護(hù)可采用自動(dòng)化設(shè)備。

[1] 李越,肖德濤,劉新華,等.我國(guó)乏燃料運(yùn)輸現(xiàn)狀探討[J].輻射防護(hù),2016,36(1):31-39.

[2] 國(guó)務(wù)院辦公室廳.國(guó)務(wù)院辦公廳關(guān)于印發(fā)能源發(fā)展戰(zhàn)略行動(dòng)計(jì)劃(2014—2020年)的通知[R].北京：國(guó)務(wù)院辦公廳，2014.

[3] 洪哲,趙善桂,張春龍,等.我國(guó)乏燃料離堆貯存需求分析[J].核科學(xué)與工程,2016,36(3):411-418.

[4] Saegusa T, Shirai K, Arai T, et al. Review and future issues on spent nuclear fuel storage[J]. J Nucl Engin Technol, 2010, 42(3): 237-248.

[5] Feiveson H, Mian Z, Ramana M V, et al. Managing spent fuel from nuclear power reactors[M]. International Panel on Fissile Materials, 2011.

[6] Canadian Nuclear Safety Commission. Canadian national report[C]∥Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management.Vienna, 2015.

[7] Federal Ministry for the Environment, Nature Conservation, Building and Nuclear Safety (BMUB). Report of the federal republic of Germany for the fifth review meeting in May 2015[C]∥Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management. Vienna, 2015.

[8] U.S. Department of Energy. United States ofAmerica fifth national report[C]∥Joint Convention on the Safety of Spent Fuel Management and on the Safety of Radioactive Waste Management.Vienna, 2015.

[9] 孫洪超，李國(guó)強(qiáng)，莊大杰，等.某型乏燃料運(yùn)輸容器中子輻射屏蔽性能檢測(cè)[J].輻射防護(hù)，2016，36(5)：317-321.

[10] Holtec international. Final safety analysis report for the HI-STORM 100 cask system[M]. Revision 9. US: Holtec International, 2010.

[11] Gauld I C, Bowman S M, Horwedel J E. Origen-ARP: automatic rapid processing for spent fuel depletion, decay, and source term analysis[R]. USA: ORNL, 2011.

[12] Parish T A, Chen C H. Bounding axial profile analysis for the topical report database[C]. United States: American Nuclear Society, 1996: 336-339.

[13] 薛娜，趙博.蒙特卡羅方法在乏燃料運(yùn)輸容器屏蔽中的應(yīng)用[J].輻射防護(hù)，2007，27(2)：65-71.

[14] Briesmeister J F. MCNP: a general Monte Carlo N-particle transport code, LA-13709-M[R]. UA: Los Alamos National Laboratory, 2000.

[15] Los Alamos National Laboratory. RSICC computer code collection MCNP4C, Monte Carlo N-particle transport code system[M]. Los Alamos, New Mexico: Los Alamos National Laboratory, 2000: H1-H6.

[16] 華旦，毛亞蔚，劉聳，等.NB/T20185-2012 壓水堆核動(dòng)力廠廠內(nèi)輻射分區(qū)設(shè)計(jì)準(zhǔn)則[S].北京：核工業(yè)標(biāo)準(zhǔn)化研究所，2012.

CalculationonShieldingofDryStorageFacilitiesforSpentFuel

HONG Zhe1, ZHAO Shan-gui1, YU Ting2, HE Wei1, LIU Xin-hua1,*

1.Nuclear and Radiation Safety Center, Ministry of Environmental Protection of the People’s Republic of China, Beijing 100082, China; 2.China Institute of Atomic Energy, P. O. Box 275(26), Beijing 102413, China

The research object is HI-STORM 100 spent fuel dry storage facility internal loading AFA-3G fuel assembly in this paper. Using the MCNP (Monte Carlo N Particle Transport Code) code, neutron dose, γ dose and total dose were calculated under different conditions, such as cooling time, locations. Results show that the value of gamma dose rate, neutron dose rate and total dose rate reduce gradually with the extension of the cooling time. The maximum radiation dose rate is about 2.47 mSv/h. So it is a high radiation area that should not be entered. In order to meet the purpose of as low as reasonably achievable, it is recommended to take relevant measures such as increasing the thickness of shielding, or setting up control areas, etc.

dry storage; shielding safety; radiation; spent fuel

2017-10-09；

2017-11-01

洪 哲(1984—)，男，河南舞鋼人，博士，工程師，從事核燃料循環(huán)與材料、乏燃料干式貯存研究，E-mail: hongzhe819@163.com *通信聯(lián)系人：劉新華(1964—)，男，江蘇鹽城阜寧人，研究員，從事核燃料循環(huán)與材料、放射性廢物處理與處置研究，E-mail: liuxhua225@sina.com

TL249

A

0253-9950(2017)06-0431-06

10.7538/hhx.2017.39.06.0431