秦山一期堆本体退役源项估算及辐射场可视化

【关 键 字】 秦山一期堆本体  退役源项  三维辐射场  可视化
【摘    要】 针对我国秦山一期核反应堆实际情况,利用蒙特卡罗程序建立了细化到燃料棒结构的全堆芯pin-by-pin模型进行中子输运计算,并对计算模型的可靠性进行了验证;基于堆本体结构部件的几何参数、材料参数及堆本体中子注量率分布,在假定功率运行史的情况下,利用燃耗计算程序计算了反应堆停堆后的中子活化产物作为堆本体退役源项的估算结果,并对源项产生的三维辐射场剂量分布情况进行了可视化建模与分析,模拟结果与理论分析一致。本研究是下一步建立我国秦山核电厂退役技术安全验证和虚拟仿真平台的关键性基础工作。
核电厂退役是一项周期长、涉及面广、投资高的系统工程,与常规设施的拆除过程相比具有高放射性危险、高污染、过程复杂、工艺要求严格等特点。基于安全性、经济性、合理性的考虑,在实施核设施退役工作前,必须借助计算机仿真手段对退役源项进行估算,对退役技术方案和关键步骤进行验证、评估和演练,以避免对人员和环境造成危害[1-2]。我国大陆自秦山核电厂首次并网以来,至今已有22台机组投入商业运行,按照设计寿期[3],秦山一期核电厂将于2021年面临退役或延寿,其他机组也将开始陆续进入退役阶段,但国内尚没有核电厂退役的经验。国外在经过了大量的退役及实验工作之后,已经有了一套比较成熟的退役源项计算分析与应用研究方法,开发出了经实验验证的源项计算分析与应用研究程序(ORIGEN系列、MCNP、KORIGEN、DECOM、FISPIN等)[4]。国内学者也开展了部分核设施退役源项计算的研究工作[5-7]。
 
本文利用蒙特卡罗程序MCNP针对秦山一期核电厂进行了堆本体中子输运计算,并验证了计算模型的可靠性。根据堆内结构部件的几何参数、材料参数及堆本体中子注量率分布,在假定功率运行史的情况下,利用燃耗计算程序ORIGEN计算了反应堆停堆后的中子活化产物作为退役源项的估算结果,并对源项产生的三维辐射场剂量分布情况进行了可视化建模与分析。
 
1 退役堆本体仿真建模
 
1.1 源项估算技术路线
 
源项估算需要考虑的参数较多,包括材料质量、体积,材料核素成分、比例、受辐照时间及反应堆运行时间等物理参数。MCNP不受几何和物质限制[8],可设定材料核素成分、比例、体积、质量,通过蒙特卡罗随机抽样,计算待估算的结构部件中子注量率。ORIGEN属于点燃耗及放射性衰变计算程序[9],通过设定核素的成分、衰变特性、受辐照时间、衰变时间及中子注量率等参数,计算放射性物质的积累、衰变过程,得到各个结构部件的源项信息,技术路线如图1所示。
 
 
图1 源项估算技术路线
Fig. 1 The technical route for source term estimation
1.2 退役堆本体模型设置
 
假设退役前反应堆内的冷却剂、燃料棒及其控制仪器已被移除,因此退役源项主要是反应堆结构部件的中子活化产物。考虑的堆本体结构部件主要包括:压力容器、压力容器内衬、吊篮、围板、堆芯上栅板区、堆芯下栅板区、堆芯下部支撑区,如图2所示。
 
 
图2 堆芯结构部件示意图
Fig. 2 Schematic of reactor structures and components
1—堆芯下部支撑区;2—堆芯下栅板区;3—围板;4—堆芯上栅板区;5—吊篮;6—压力容器内衬;7—压力容器
为提高源项估算的准确度和可靠性,使源项估算误差尽可能小,利用MCNP程序建立符合秦山一期核电厂的全堆芯pin-by-pin模型,细化到燃料棒结构,燃料元件芯块与锆包壳之间存在0.085cm的氦气间隙,燃料棒上、下顶端包壳厚度为5cm,全堆芯模型径向截面如图3 所示。
 
 
图3 全堆芯模型径向截面图(未按比例)
Fig. 3 Radial section of the whole core model (not in scale)
1—压力容器外部探测区;2—压力容器;3—压力容器内衬;4—未加热冷却剂;5—吊篮;6—加热冷却剂;7—围板;8—浓度为3%的燃料组件;9—浓度为2.672%的燃料组件;10—浓度为2.4%的燃料组件
堆芯中共有121个燃料组件,燃料组件截面积为20.03cm2×20.03cm2,活性段的高度为290cm,堆芯采用三区装料,三种燃料浓度分别为3%、2.672%、2.4%[10]。压力容器的厚度为17.9cm,其中内衬不锈钢的厚度为0.4cm,母材为碳钢,压力容器内半径为168.7cm。为节约中子输运物理过程的模拟计算时间,基于实际反应堆内部结构布置,对堆本体进行了合理等效简化,简化后模型参数如表1所示。
 
表1 反应堆内部结构部件模型参数
Table 1 The model parameters of internal structures and components of reactor core
 
2 退役源项估算
 
2.1 计算模型验证与分析
 
为确保秦山一期核电厂堆本体退役源项估算的可靠性与准确性,需验证利用MCNP程序建立的全堆芯pin-by-pin模型的可靠性。为客观的进行验证,在假定堆功率运行史的情况下,选取位于堆本体燃料活性段范围内5个验证点,同一燃料组件不同高度和同一高度不同燃料组件进行对比验证,验证点分布情况如表2所示。
 
表2 验证点分布情况
Table 2 The distribution of verification points
 
对比两者数据,可得出中子注量率计算结果偏保守,由于在建模过程中,对一些反应堆内结构部件,在一定范围内进行了适当均匀化处理,导致MCNP程序计算结果偏保守。
 
同时对比发现,距离燃料活性段几何中心愈近的验证点,计算值与实验值愈接近,由于建模中简化的反应堆内结构部件对其中子输运物理过程中的影响小,与实际中子输运物理过程差异性小,导致距离燃料活性段几何中心愈近,计算值与实验值愈接近,误差范围小。
 
表2中所示计算值与实验测得值的数据虽未完全吻合,存在偏差,两者数据比值范围是1.0765E+00~1.3687E+00,在可接受范围之内,计算模型的可靠性得到验证。
 
2.2 退役源项估算结果与分析
 
秦山一期核电厂堆本体结构部件的主要核素为C、Co、Fe、Mn、Ni等,在假定功率运行史的情况下,经中子辐照,堆内结构部件的核素被活化为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
Table 3 Characteristics of main activated nuclides
 
反应堆停堆较长一段时间后,堆内结构部件经活化后的短寿命放射性核素衰变殆尽,而中长期寿命的放射性核素对退役源项的贡献占主导,γ衰变核素成分较大较为典型,又因在实际退役作业过程中,防护时主要需要考虑的源项为γ辐射,因此本文堆本体结构部件退役源项估算考虑60Co、55Fe两种核素。通过MCNP程序与ORIGEN程序耦合,计算得到反应堆运行30年寿期之后堆内各个结构部件的中子活化产物存量,其中60Co、55Fe活度随衰变时间的变化如图4、图5所示。
 
 
图4 堆内结构部件60Co活度随时间的变化
Fig. 4 Radioactivity of 60Co vs. time
 
图5 堆内结构部件55Fe活度随时间的变化 
Fig. 5 Radioactivity of 55Fe vs. time
由于经过13年的停堆时间之后,60Co、55Fe活度变化趋于平缓,同时兼顾计算时间,本文考虑经过13年衰变时间的60Co、55Fe活度随衰变时间的变化情况。
 
由图4可以看出,堆内结构部件60Co的主要贡献集中在堆芯下部支撑区、围板与堆芯下栅板,且随时间的增加,放射性活度逐渐减小,经过13年停堆时间,吊篮与堆芯下部支撑区衰变效果明显,放射性活度下降一个数量级,而在燃料活性段区域内的围板、堆芯上、下栅板衰变效果不显著,说明其放射性仍然较大,在对该结构部件进行退役前,还需一段较长停堆时间,再进行退役作业,以提高作业机械或作业人员的安全性。
 
由图5可以看出,堆内结构部件55Fe随衰变时间增加,活度逐渐降低,经过13年停堆时间,堆芯下部支撑区、围板、吊篮的放射性活动变化显著,而燃料活性范围内的堆芯上、下栅板放射性活度变化差异小。同时对比图4,发现燃料活性段范围内的结构部件随时间衰变变化不显著,且各结构部件的放射性活性大小对源项贡献相一致,均是吊篮贡献最小,堆芯下部支撑区贡献最大。
 
3 三维辐射场可视化
 
三维辐射场可视化是建立在已知源项几何大小、活度、产生射线的种类、射线能量等退役源项信息的基础上。为可视化秦山一期核电厂退役堆本体源项产生的三维辐射场,整个堆本体三维几何结构模型需划分网格,利用MCNP程序计算堆本体源项在结构模型中每个网格的能量注量或粒子注量。
 
堆本体三维几何结构模型划分愈精细,网格数目愈多,可视化的三维辐射场愈精确,然而虚拟仿真计算时间也随之增加,在兼顾三维辐射场的精确度与计算时间的情况下,本文设定网格间距为10 cm,计算得到一个40×40×110的三维辐射场数据矩阵,耦合辐射虚拟仿真系统RVIS[11]与三维几何结构模型,得到秦山一期核电厂堆本体退役源项的三维辐射场可视化效果图,如图6所示。
 
 
图6 停堆7年堆本体退役源项三维辐射场效果图
Fig. 6 The 3D radiation field effect of decommissioning source term for reactor shut down for 7 years
在退役前,反应堆已停堆5年以上时,可近似认为环境中的γ辐射均来自60Co(产生1.17MeV和1.33MeV的γ射线)的贡献。图6 示出秦山一期核电厂停堆7年时可视化的三维辐射场,堆本体构件源项产生的γ辐射,该空间内γ辐射最大值在堆芯活性区域范围内,而压力容器上、下端为γ辐射最小区域。为减少蒙特卡罗抽样统计误差,设定粒子个数为109,统计结果误差范围为0.023%~0.08%,在可接受范围之内。
 
图7示出秦山一期核电厂停堆9年时可视化的三维辐射场,堆本体构件源项产生的γ辐射,由于时间较长,该空间内γ辐射已趋于均匀分布。设定粒子个数为109,统计结果误差范围为0.013%~0.07%,在可接受范围之内。
 
 
图7 停堆9年堆本体退役源项三维辐射场效果图
Fig. 7 The 3D radiation field effect of decommissioning source term for reactor shut down for 9 years
对比图6和图7,原本高水平的γ辐射堆芯活性区域与其他区域的γ辐射水平相差不大,趋于一致,说明经一定时间的衰变后再对堆本体结构部件进行退役,可以大大降低退役作业人员和作业机械的受照剂量。
 
4 结束语
 
本研究针对我国秦山一期核反应堆,利用蒙特卡罗程序建立了全堆芯pin-by-pin模型进行中子输运计算;结合堆本体结构部件的几何参数、材料参数及堆本体中子注量率分布,利用燃耗计算程序计算反应堆停堆后的中子活化产物作为堆本体退役源项的估算结果,并对源项产生的三维辐射场剂量分布情况进行了可视化建模与分析,模拟结果与理论分析一致,下一步可针对核电厂退役设备拆除过程的辐射几何学模型真实构建、三维动态辐射场快速准确计算、可视化显示与剂量安全评价等问题开展研究,建立我国秦山核电厂的退役技术安全验证和虚拟仿真平台,为秦山核电厂退役过程辐射安全性评价和验证、实施方案确定、施工关键点分析、操作人员培训等提供支持。
 
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罗文,宋英明,邹树梁,周剑良,丁谦学,高庆瑜
【作者机构】 南华大学核科学技术学院;上海核工程研究设计院;三门技师学院
【来    源】 《核科学与工程》 2017年第2期P302-307页

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