海洋核動(dòng)力平臺(tái)裝卸料過(guò)程輻射后果評(píng)價(jià)研究

楊 文，陳艷芳，巢 飛，邱金榮，姚世衛(wèi)

（武漢第二船舶設(shè)計(jì)研究所，武漢 430046）

海洋核動(dòng)力平臺(tái)可以滿足渤海和南海油氣開(kāi)采工程、島礁建設(shè)的能源需求及保障要求，具有有害氣體零排放的優(yōu)點(diǎn)。作為海洋核動(dòng)力平臺(tái)的重要組成部分，海洋核動(dòng)力平臺(tái)反應(yīng)堆堆芯是為系統(tǒng)提供裂變熱能的動(dòng)力裝置，也是放射性物質(zhì)的主要來(lái)源。在海洋核動(dòng)力平臺(tái)運(yùn)維保障過(guò)程中，伴隨著放射性，特別是換料、貯存和運(yùn)輸?shù)裙ぷ魃婕皬?qiáng)放射性的核燃料卸出、裝載以及處置，是一項(xiàng)專業(yè)性、復(fù)雜性和綜合性強(qiáng)的涉核工程。為掌握海洋核動(dòng)力平臺(tái)涉核物項(xiàng)的安全狀態(tài)［1，2］，確保工作人員及公眾的健康，有效地保護(hù)海洋環(huán)境，同時(shí)減輕核安全管控壓力，使海洋核動(dòng)力平臺(tái)建設(shè)可持續(xù)發(fā)展，需要對(duì)乏燃料和放射性廢物處理過(guò)程中的輻射防護(hù)安全［3］及可信事故進(jìn)行分析，評(píng)價(jià)輻射后果及卸料工程對(duì)工作人員、公眾和海洋環(huán)境的影響。

本文首先采用ORIGEN-Ⅱ程序?qū)Ｑ蠛藙?dòng)力平臺(tái)堆芯方案一和方案二進(jìn)行核素的中子輻照以及衰變計(jì)算。然后，采用MCNP和MELCOR程序?qū)Ｑ蠛藙?dòng)力平臺(tái)方案二的乏燃料吊裝過(guò)程卡滯事故、乏燃料吊裝跌落事故、乏燃料冷卻異常事故、放射性廢物泄漏事故等典型事故進(jìn)行分析計(jì)算，獲取精細(xì)三維輻射場(chǎng)分布并快速評(píng)估出放射性后果。

1 理論模型

1.1 乏燃料放射性核素積累量計(jì)算

核燃料中可裂變核素經(jīng)裂變反應(yīng)以及裂變產(chǎn)物衰變，將釋放出一系列放射性核素。反應(yīng)堆燃料組件內(nèi)的放射性源項(xiàng)是裝卸料過(guò)程各環(huán)節(jié)產(chǎn)生放射性的源頭，可為正常運(yùn)行、事故情況下的源項(xiàng)分析以及放射性后果評(píng)價(jià)等提供輸入數(shù)據(jù)，是核安全分析的重要內(nèi)容之一。目前反應(yīng)堆堆芯內(nèi)放射性源項(xiàng)的計(jì)算主要通過(guò)ORI?GEN-II程序［4］完成，該程序通過(guò)模擬核燃料循環(huán)計(jì)算堆芯內(nèi)放射性物質(zhì)的積累和衰變，已被國(guó)內(nèi)外研究機(jī)構(gòu)廣泛應(yīng)用于源項(xiàng)分析。因此，本文采用ORIGEN-Ⅱ程序?qū)Χ研具M(jìn)行核素的衰變以及中子輻照計(jì)算，從而確定燃料貯存水池［5］、運(yùn)輸容器以及廢物庫(kù)的放射性核素活度、質(zhì)量和熱負(fù)荷等。

1.2 三維輻射場(chǎng)計(jì)算

乏燃料組件中含有大約300多種核素，在后處理過(guò)程中會(huì)放出緩發(fā)中子、α射線、β射線和γ射線，其中γ射線對(duì)人員和環(huán)境產(chǎn)生的輻射危害最嚴(yán)重。在開(kāi)展乏燃料組件屏蔽計(jì)算分析時(shí)，主要計(jì)算其放出γ射線對(duì)附近人員和周圍環(huán)境的輻射效應(yīng)。美國(guó)洛斯-阿拉莫斯國(guó)家實(shí)驗(yàn)室開(kāi)發(fā)的MCNP程序［6］在核物理、輻射屏蔽等模擬計(jì)算方面得到了廣泛的應(yīng)用，模擬計(jì)算結(jié)果準(zhǔn)確性較高。因此，本文應(yīng)用ORIGEN-Ⅱ程序獲取乏燃料組件的源項(xiàng)分析結(jié)果，采用MCNP程序?qū)Ψθ剂系跹b過(guò)程卡滯事故、乏燃料冷卻異常事故、放射性廢物泄漏事故等典型核事故進(jìn)行分析計(jì)算，獲取事故下的精細(xì)三維輻射場(chǎng)分布。

1.3 氣載放射性核素?cái)U(kuò)散計(jì)算

乏燃料組件在吊裝過(guò)程中可能因吊裝設(shè)備受損掉落至地面，導(dǎo)致燃料元件部分破損，乏燃料碎片撒落至地面，同時(shí)，伴隨著燃料元件包殼的破損，元件中的裂變氣體逸出。裂變氣體逸出后，迅速擴(kuò)散至整個(gè)工作場(chǎng)所，工作場(chǎng)所空氣中的放射性核素含量迅速增大。MELCOR程序［7］是美國(guó)Sandia國(guó)家實(shí)驗(yàn)室開(kāi)發(fā)的一個(gè)嚴(yán)重事故一體化分析程序，可模擬事故進(jìn)程中放射性裂變產(chǎn)物的釋放、遷移以及最終釋放到環(huán)境中的情況。因此，本文通過(guò)MELCOR程序模擬乏燃料跌落事故下放射性裂變產(chǎn)物的遷移過(guò)程，得到釋放到工作場(chǎng)所內(nèi)的質(zhì)量份額，并通過(guò)質(zhì)量、放射性活度與劑量率轉(zhuǎn)換關(guān)系［8］，獲取工作場(chǎng)所內(nèi)人員的內(nèi)照射和外照射劑量。

1.4 放射性后果評(píng)價(jià)

基于各放射性核素活度開(kāi)展放射性后果評(píng)價(jià)，主要包括吸入氣載放射性物質(zhì)造成的內(nèi)照射有效劑量和浸沒(méi)在放射性煙羽中造成的外照射有效劑量。

浸沒(méi)外照射有效劑量［9，10］由下式計(jì)算：

式中：Dout——浸沒(méi)外照射有效劑量，Sv/h；

DCFout，i——核素i的浸沒(méi)外照射有效劑量轉(zhuǎn)換因子，Sv?m3/（Bq?h）；

Ri，j——核素i在時(shí)間段j內(nèi)釋放的放射性量，Bq。

吸入內(nèi)照射有效劑量用下式計(jì)算：

式中：Din——吸入內(nèi)照射有效劑量，Sv/h；

DCFin，i——核素i的吸入內(nèi)照射有效劑量轉(zhuǎn)換因子，Sv/Bq；

Rij——核素i在時(shí)間段j內(nèi)釋放的放射性量，Bq；

（BR）j：時(shí)間段j內(nèi)的呼吸率，m3/h，一般取1.2 m3/h。

1.5 計(jì)算流程

如圖1所示，從海洋核動(dòng)力平臺(tái)事故狀態(tài)分析出發(fā)，作為源項(xiàng)計(jì)算和輻射場(chǎng)計(jì)算的輸入；然后，采用ORIGEN-Ⅱ程序?qū)θ剂辖M件進(jìn)行核素的中子輻照以及衰變計(jì)算，從而確定堆芯累積、貯存水池、換料過(guò)程的放射性核素活度、質(zhì)量和熱負(fù)荷等；其次，以典型海洋核動(dòng)力平臺(tái)工作場(chǎng)景為對(duì)象，對(duì)典型核事故進(jìn)行建模計(jì)算，獲取三維輻射場(chǎng)數(shù)據(jù)，為輻射后果評(píng)價(jià)計(jì)算提供輸入。最后，根據(jù)輻射場(chǎng)計(jì)算結(jié)果，對(duì)工作人員和應(yīng)急救援人員的放射性后果開(kāi)展評(píng)價(jià)，給出關(guān)鍵器官劑量當(dāng)量和全身有效劑量的預(yù)期劑量、可防止劑量和剩余劑量。

圖1 海洋核動(dòng)力平臺(tái)裝卸料輻射計(jì)算流程圖Fig.1 Flowchart of source term and radiation calculation of the marine nuclear power platform

2 源項(xiàng)計(jì)算結(jié)果

本文采用ORIGEN-Ⅱ程序?qū)Χ研痉桨敢唬ㄆ骄读先己纳疃葹?50等效滿功率天）和方案二（平均卸料燃耗深度為560等效滿功率天）進(jìn)行核素的中子輻照以及衰變計(jì)算，從而確定堆芯累積的放射性核素活度、質(zhì)量和光子能譜等。

2.1 方案一放射性核素積存量

根據(jù)方案一設(shè)計(jì)的等效滿功率天運(yùn)行歷史，記錄熱態(tài)滿功率燃耗過(guò)程和卸料換料過(guò)程中的核素組成和光子能譜。表1給出了熱態(tài)滿功率燃耗過(guò)程全堆芯重要同位素裝量隨燃耗的變化?？梢钥闯觯?35U、238U、239Pu、241Pu等核素質(zhì)量在整個(gè)燃耗過(guò)程中與最終安全分析報(bào)告（FSAR）結(jié)果相比較，吻合良好。表2給出了方案一反應(yīng)堆停堆時(shí)刻放射性核素活度計(jì)算結(jié)果與FSAR結(jié)果的比較?？梢钥闯?，典型核素放射性活度的偏差在3%以內(nèi)，滿足計(jì)算精度要求。

表1 方案一燃耗過(guò)程全堆芯重要同位素裝量的偏差Table 1 Deviation of the amount of important isotopes in the entire core during the burnup process of plan-A

表2 方案一停堆時(shí)刻放射性核素活度比較Table 2 Comparison of radionuclide activity at shutdown time of plan-A

2.2 方案二放射性核素積存量

根據(jù)方案二設(shè)計(jì)的等效滿功率天運(yùn)行歷史，記錄熱態(tài)滿功率燃耗過(guò)程和卸料換料過(guò)程中的核素組成和光子能譜。表3給出了熱態(tài)滿功率燃耗過(guò)程全堆芯重要同位素裝量隨燃耗的變化。可以看出，235U、238U、239Pu、241Pu等核素質(zhì)量在整個(gè)燃耗過(guò)程中與FSAR結(jié)果相比較，吻合良好。表4給出了方案二反應(yīng)堆停堆時(shí)刻放射性核素活度計(jì)算結(jié)果與FSAR結(jié)果的比較。可以看出，典型核素放射性活度的偏差在5%以內(nèi)，滿足計(jì)算精度要求。

表3 方案二燃耗過(guò)程全堆芯重要同位素裝量的偏差Table 3 Deviation of the amount of important isotopes in the entire core during the burnup process of plan-B

續(xù)表

表4 方案二停堆時(shí)刻放射性核素活度比較Table 4 Comparison of radionuclide activity at shutdown time of plan-B

續(xù)表

3 輻射場(chǎng)計(jì)算結(jié)果

本文基于海洋核動(dòng)力平臺(tái)方案二源項(xiàng)分析結(jié)果，采用MCNP和MELCOR程序?qū)Ψθ剂系跹b過(guò)程卡滯事故、乏燃料吊裝跌落事故、乏燃料冷卻異常事故、放射性廢物泄漏事故等海洋核動(dòng)力平臺(tái)典型事故進(jìn)行分析計(jì)算，獲取事故下的精細(xì)三維輻射場(chǎng)分布。

3.1 乏燃料吊裝卡滯事故

本文采用MCNP程序?qū)Ψθ剂系踹\(yùn)容器以及轉(zhuǎn)運(yùn)通道精細(xì)建模，共有315個(gè)空間統(tǒng)計(jì)單元。乏燃料吊裝卡滯故障的光子源強(qiáng)由海洋核動(dòng)力平臺(tái)源項(xiàng)計(jì)算提供的堆芯總源強(qiáng)，光子源強(qiáng)為4.69×1013。乏燃料吊車卡滯故障的輻射場(chǎng)分布由MCNP程序計(jì)算，計(jì)算結(jié)果如圖2所示，單位是mSv/h。可以看出，劑量率分布隨著離故障地點(diǎn)的距離增大而減少，最大值約為8 mSv/h。

圖2 乏燃料吊車卡滯故障輻射場(chǎng)計(jì)算結(jié)果Fig.2 Radiation field calculation results of spent fuel stuck accident

3.2 乏燃料吊裝跌落事故

針對(duì)停堆換料吊裝過(guò)程中發(fā)生的跌落事故進(jìn)行分析，首先采用MCNP程序進(jìn)行建模計(jì)算出貫穿輻射場(chǎng)分布，具體過(guò)程與乏燃料吊裝卡滯事故一致；然后，通過(guò)MELCOR程序模擬乏燃料跌落事故下放射性裂變產(chǎn)物的遷移過(guò)程，得到釋放到工作場(chǎng)所內(nèi)的質(zhì)量份額，并通過(guò)質(zhì)量、放射性活度與劑量率轉(zhuǎn)換關(guān)系，獲取工作場(chǎng)所內(nèi)工作人員的內(nèi)照射和外照射劑量率，如圖3～圖5所示。可以看出，氣載核素由于位差、密度差、熱泳擴(kuò)散等作用在工作場(chǎng)所內(nèi)遷移，跌落地點(diǎn)的放射性活度最高達(dá)到2.9×1010Bq/m3，并隨著氣載核素的擴(kuò)散逐漸降低，在18小時(shí)時(shí)刻時(shí)，最大氣載放射性核素活度為1.1×107Bq。放射性濃度的降低勢(shì)必導(dǎo)致內(nèi)外照射劑量率的降低，在18小時(shí)時(shí)刻時(shí)，最大外照射劑量率為9.8 mSv/h，最大內(nèi)照射劑量率為88 mSv/h。

圖3 乏燃料吊裝跌落事故放射性活度分布圖Fig.3 Radioactivity distribution of spent fuel falling accident

圖5 乏燃料吊裝跌落事故內(nèi)照射劑量率效果圖Fig.5 Internal exposure dose rate distribution of spent fuel falling accident

圖4 乏燃料吊裝跌落事故外照射劑量率效果圖Fig.4 External exposure dose rate distribution of spent fuel falling accident

3.3 乏燃料貯存水池水位低事故

保存水池補(bǔ)充水不及時(shí)導(dǎo)致保存水池液位降低。乏燃料貯存水池水位低事故的輻射場(chǎng)分布由MCNP程序計(jì)算，計(jì)算結(jié)果如圖6所示，單位是mSv/h?？梢钥闯?，劑量率分布隨著離事故地點(diǎn)的距離增大而減少，劑量主要集中在貯存水池上方，最大值約為9600 mSv/h。

圖6 乏燃料貯存水池水位低事故劑量率效果圖Fig.6 Dose rate distribution of low water level accident in spent fuel storage pool

3.4 放射性廢物泄漏事故

按照放射性活度保守估計(jì)，針對(duì)年放射性活度，采用MCNP建模計(jì)算，放射性廢物泄漏發(fā)生地點(diǎn)設(shè)置為體源，計(jì)算結(jié)果如圖7所示，單位是mSv/h?？梢钥闯觯瑒┝柯史植茧S著離事故地點(diǎn)的距離增大而減少，最大值約為1.4×10-6mSv/h。

圖7 放射性廢物泄漏事故劑量率效果圖Fig.7 Dose rate distribution of radioactive waste leakage accident

4 結(jié)論

本文針對(duì)海洋核動(dòng)力平臺(tái)卸換料過(guò)程，首先采用ORIGEN-Ⅱ程序?qū)Χ研痉桨敢缓头桨付M(jìn)行核素的中子輻照以及衰變計(jì)算，從而確定堆芯累積的放射性核素活度、質(zhì)量和光子能譜等。然后，采用MCNP程序和MELCOR對(duì)乏燃料吊裝過(guò)程卡滯事故、乏燃料吊裝跌落事故、乏燃料冷卻異常事故、放射性廢物泄漏事故等海洋核動(dòng)力平臺(tái)典型事故進(jìn)行分析計(jì)算，獲取事故下的精細(xì)三維輻射場(chǎng)分布。該研究可為海洋核動(dòng)力平臺(tái)核安全分析和核應(yīng)急決策支持系統(tǒng)提供重要技術(shù)支持參數(shù)。