醫(yī)用同位素生產(chǎn)堆應(yīng)急停堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)研究

趙 禹，劉向紅，張玉龍，李海穎

(中國核動(dòng)力研究設(shè)計(jì)院 核反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)技術(shù)重點(diǎn)實(shí)驗(yàn)室，四川 成都 610041)

目前已有近百種醫(yī)用放射性核素被廣泛應(yīng)用于疾病診斷和治療。應(yīng)用于醫(yī)學(xué)領(lǐng)域的放射性核素分為診斷用放射性核素和治療用放射性核素。生產(chǎn)醫(yī)用放射性核素的主要方式有加速器生產(chǎn)和反應(yīng)堆生產(chǎn)。

醫(yī)用同位素生產(chǎn)堆(MIPR)的建設(shè)將對反應(yīng)堆技術(shù)開發(fā)與應(yīng)用、放射性核素和藥品生產(chǎn)新技術(shù)的推廣與應(yīng)用、醫(yī)用放射性核素行業(yè)發(fā)展、特殊疾病特別是惡性腫瘤患者以更低的費(fèi)用獲得更好的診斷和治療等方面產(chǎn)生貢獻(xiàn)。與此同時(shí)，可借助醫(yī)用同位素生產(chǎn)堆開展異型、大尺寸屏蔽材料輻照性能試驗(yàn)研究，填補(bǔ)國內(nèi)空白。目前，國際上不少國家如美國、俄羅斯、墨西哥等都在積極研發(fā)MIPR技術(shù)和利用MIPR生產(chǎn)醫(yī)用放射性核素的技術(shù)，國際原子能機(jī)構(gòu)也推薦采用MIPR生產(chǎn)[1]。

20世紀(jì)40年代已提出以硝酸鈾酰(或硫酸鈾酰)水溶液為核燃料的溶液堆概念[2]，并曾建造約40座溶液堆(不包括前蘇聯(lián))。但這些堆都用于試驗(yàn)研究(中子活化分析、中子照像、人員培訓(xùn)等)而非生產(chǎn)目的，并且大多數(shù)已停止使用。將該類型的堆用于醫(yī)用放射性核素生產(chǎn)是近幾年提出的新設(shè)想。

反應(yīng)堆運(yùn)行的安全是反應(yīng)堆系統(tǒng)設(shè)計(jì)要考慮的首要因素。與商用動(dòng)力反應(yīng)堆一樣，研究堆的設(shè)計(jì)也需要考慮設(shè)置第二套停堆方案(即采用應(yīng)急停堆系統(tǒng))，以防止正常停堆系統(tǒng)失效造成嚴(yán)重后果。而且，應(yīng)急停堆系統(tǒng)的核燃料卸出速度應(yīng)滿足核安全的要求。本文針對應(yīng)急卸料停堆系統(tǒng)投運(yùn)工況下，燃料溶液從反應(yīng)堆容器經(jīng)過卸料停堆系統(tǒng)的管線及閥門排至燃料暫存罐，對反應(yīng)堆容器及燃料暫存罐液位變化進(jìn)行瞬態(tài)分析，分析結(jié)果可對反應(yīng)堆臨界安全分析提供輸入數(shù)據(jù)。

1 醫(yī)用同位素生產(chǎn)堆簡介

醫(yī)用同位素生產(chǎn)反應(yīng)堆(MIPR)由反應(yīng)堆、同位素生產(chǎn)線以及相關(guān)的系統(tǒng)、設(shè)備和構(gòu)筑物組成。采用雙堆、雙氮?dú)庋h(huán)系統(tǒng)和雙料液輸送系統(tǒng)可以確保每堆每年單獨(dú)運(yùn)行。停堆后1 h料液通過同位素提取柱進(jìn)入料液暫存罐。

MIPR為燃料采用硝酸鈾酰溶液為核燃料的均勻性溶液型反應(yīng)堆。燃料溶液分別經(jīng)過幾種淋洗液，包括濃硝酸、氫氧化鈉、稀硝酸、濃氨水，淋洗同位素提取柱后得到解吸液，主要目的是生產(chǎn)醫(yī)用同位素鉬-99(99Mo)和碘-131(131I)[3]。該反應(yīng)堆負(fù)溫度系數(shù)大，反應(yīng)自調(diào)性強(qiáng)，固有安全性好；并且放射性廢物始終包容于堆內(nèi)溶液中，不會(huì)對環(huán)境構(gòu)成危害。

2 應(yīng)急停堆系統(tǒng)功能

當(dāng)發(fā)生一次冷卻水泵故障、誤提棒、以及氣回路氫氧復(fù)合能力喪失(或氣回路管道破裂)等事故而未能緊急停堆的情況下，由應(yīng)急停堆系統(tǒng)實(shí)現(xiàn)反應(yīng)堆停堆。

此外，該系統(tǒng)的燃料暫存罐及含鈾廢液收集罐還承擔(dān)以下功能：1) 接收燃料溶液轉(zhuǎn)移系統(tǒng)輸運(yùn)的反應(yīng)堆燃料溶液；2) 接受燃料添加系統(tǒng)的新燃料溶液；3) 貯存并冷卻燃料暫存罐內(nèi)的反應(yīng)堆燃料溶液；4) 調(diào)節(jié)燃料溶液參數(shù)(濃度、酸度等)，維持燃料溶液性能指標(biāo)滿足運(yùn)行要求；5) 正常裝料；6) 進(jìn)行廢液收集和貯存；7) 作為放射性隔離邊界，防止燃料溶液向環(huán)境釋放。

3 系統(tǒng)描述

醫(yī)用同位素生產(chǎn)反應(yīng)堆的應(yīng)急停堆系統(tǒng)主要由燃料容器、燃料暫存罐、真空罐、高壓氮?dú)馄?、真空泵等以及相?yīng)的管道、閥門、儀表和管路附件等組成。連接反應(yīng)堆容器的氮?dú)夤艿拦軓?0 mm，壁厚2 mm；連接燃料暫存罐的管道管徑10 mm，壁厚2 mm。設(shè)備的設(shè)計(jì)參數(shù)列于表1。與燃料溶液相接觸的設(shè)備采用奧氏體不銹鋼材料，相關(guān)研究表明奧氏體不銹鋼(304L、321等)對燃料溶液的耐腐蝕能力良好[4]。

表1 設(shè)備設(shè)計(jì)參數(shù)Table 1 Equipment design parameters

系統(tǒng)流程簡圖示于圖1。在反應(yīng)堆正常運(yùn)行工況下，該系統(tǒng)處于備用狀態(tài)：與氣體復(fù)合系統(tǒng)的隔離閥門保持常開，與高壓氮?dú)馄康母綦x閥V1保持關(guān)閉，高壓氮?dú)獬錆M至閥門V1前。當(dāng)發(fā)生控制棒驅(qū)動(dòng)機(jī)構(gòu)故障不能下插停堆，且需要緊急停堆的工況，觸發(fā)應(yīng)急停堆系統(tǒng)投入。應(yīng)急停堆系統(tǒng)的投入方式有“正壓卸料”和“負(fù)壓卸料”。如果采用“正壓卸料”：應(yīng)急停堆信號(hào)自動(dòng)觸發(fā)開啟高壓氮?dú)飧綦x閥V1、停堆卸料隔離閥V4，使堆內(nèi)的燃料溶液快速進(jìn)入燃料暫存罐。如果采用“負(fù)壓卸料”：應(yīng)急停堆信號(hào)自動(dòng)觸發(fā)開啟真空罐隔離閥V3，停堆卸料隔離閥V4，使堆內(nèi)的燃料溶液抽入燃料暫存罐。

4 應(yīng)急卸料瞬態(tài)分析

應(yīng)急卸料停堆系統(tǒng)投運(yùn)工況下，燃料溶液從反應(yīng)堆容器經(jīng)過卸料停堆系統(tǒng)的管線及閥門排至燃料暫存罐，反應(yīng)堆容器及燃料暫存罐液位的變化是影響反應(yīng)堆臨界安全的重要參數(shù)，因此需要對卸料過程的液位變化進(jìn)行瞬態(tài)分析。

瞬態(tài)分析采用仿真平臺(tái)Flowmaster對應(yīng)急停堆系統(tǒng)進(jìn)行仿真。建立應(yīng)急停堆系統(tǒng)的仿真模型(圖2)。對于模型中的反應(yīng)堆容器、燃料暫存罐、含鈾廢液收集罐、高壓氮?dú)馄康仍O(shè)備以及閥門、管道部件定義其幾何參數(shù)；設(shè)置閥門開度控制部件，閥門開度0～2 s線性變化；設(shè)置反應(yīng)堆容器和燃料暫存罐的液位變化顯示；設(shè)置時(shí)間步長為0.1 s，總計(jì)算時(shí)間為200 s，進(jìn)行瞬態(tài)計(jì)算。

4.1 正壓卸料

通過反應(yīng)堆容器上部連接的高壓氮?dú)馄拷o反應(yīng)堆容器內(nèi)加以正壓，使燃料溶液排入燃料暫存罐。

圖1 應(yīng)急停堆系統(tǒng)流程圖Fig.1 Emergency reactor trip system diagram

圖2 應(yīng)急停堆系統(tǒng)仿真模型Fig.2 Simulation model emergency reactor trip system

以隔離閥開啟時(shí)刻為零時(shí)刻，進(jìn)行瞬態(tài)分析。初始時(shí)刻高壓氮?dú)馄績?nèi)氮?dú)鈮毫?5 MPa，反應(yīng)堆容器內(nèi)的壓力為1.0 MPa，燃料暫存罐壓力為大氣壓力(1.013 25×105Pa)。以“正壓卸料”方式停堆過程中，燃料暫存罐和反應(yīng)堆容器的液位變化示于圖3。經(jīng)瞬態(tài)分析，從零時(shí)刻起反應(yīng)堆容器的液位平穩(wěn)下降，燃料暫存罐的液位平穩(wěn)上升，至150 s反應(yīng)堆容器的液位降至0，燃料暫存罐的液位上升至最大，在此期間未出現(xiàn)液位劇烈波動(dòng)現(xiàn)象。

圖3 “正壓卸料”方式反應(yīng)堆容器和燃料暫存罐液位Fig.3 Level of reactor vessel & fuel storage tank by “positive pressure unloading”

4.2 負(fù)壓卸料

通過燃料暫存罐上部連接真空管，使其上部形成真空，從而使反應(yīng)堆容器內(nèi)的燃料溶液抽入燃料暫存罐。初始時(shí)刻反應(yīng)堆容器內(nèi)的壓力為1.0 MPa，燃料暫存罐壓力為大氣壓力(1.013 25×105Pa)。以“負(fù)壓卸料”方式停堆過程中，燃料暫存罐和反應(yīng)堆容器的液位變化示于圖4。經(jīng)瞬態(tài)分析，從零時(shí)刻起反應(yīng)堆容器的液位平穩(wěn)下降，燃料暫存罐的液位平穩(wěn)上升，至700 s左右反應(yīng)堆容器的液位降至零，燃料暫存罐的液位上升至最大，在此期間未出現(xiàn)液位劇烈波動(dòng)現(xiàn)象。

5 結(jié)論

通過“正壓卸料”和“負(fù)壓卸料”的瞬態(tài)分析，從反應(yīng)堆容器和燃料暫存罐液位的變化趨勢可以看出，“正壓卸料”進(jìn)行的應(yīng)急停堆，可以在150 s內(nèi)完成燃料的完全排出。以“正壓卸料”的燃料排出速度比“負(fù)壓卸料”快。研究結(jié)果可對反應(yīng)堆臨界安全分析提供輸入數(shù)據(jù)。

圖4 “負(fù)壓卸料”方式反應(yīng)堆容器和燃料暫存罐液位Fig.4 Level of reactor vessel & fuel storage tank by “negative pressure unloading”

在有些事故工況下反應(yīng)堆容器內(nèi)會(huì)出現(xiàn)復(fù)雜的流動(dòng)和傳熱過程，相關(guān)研究報(bào)告提供了采用CFD數(shù)值分析[5]的方法分析燃料溶液的熱工水力特性，針對這種方法后續(xù)將開展進(jìn)一步研究。