秦山一期堆本體退役源項估算及輻射場可視化

羅 文, 宋英明,鄒樹梁,周劍良,丁謙學,高慶瑜

(1. 南華大學核科學技術學院，湖南衡陽421001；2. 上海核工程研究設計院，上海200233；3.三門技師學院，臺州317100)

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秦山一期堆本體退役源項估算及輻射場可視化

羅 文1，3, 宋英明1,鄒樹梁1,周劍良1,丁謙學2,高慶瑜1

(1. 南華大學核科學技術學院，湖南衡陽421001；2. 上海核工程研究設計院，上海200233；3.三門技師學院，臺州317100)

針對我國秦山一期核反應堆實際情況，利用蒙特卡羅程序建立了細化到燃料棒結構的全堆芯pin-by-pin模型進行中子輸運計算，并對計算模型的可靠性進行了驗證；基于堆本體結構部件的幾何參數、材料參數及堆本體中子注量率分布，在假定功率運行史的情況下，利用燃耗計算程序計算了反應堆停堆后的中子活化產物作為堆本體退役源項的估算結果，并對源項產生的三維輻射場劑量分布情況進行了可視化建模與分析，模擬結果與理論分析一致。本研究是下一步建立我國秦山核電廠退役技術安全驗證和虛擬仿真平臺的關鍵性基礎工作。

秦山一期堆本體；退役源項；三維輻射場；可視化

核電廠退役是一項周期長、涉及面廣、投資高的系統工程，與常規設施的拆除過程相比具有高放射性危險、高污染、過程復雜、工藝要求嚴格等特點?；诎踩?、經濟性、合理性的考慮，在實施核設施退役工作前，必須借助計算機仿真手段對退役源項進行估算，對退役技術方案和關鍵步驟進行驗證、評估和演練，以避免對人員和環境造成危害[1-2]。我國大陸自秦山核電廠首次并網以來，至今已有22臺機組投入商業運行，按照設計壽期[3]，秦山一期核電廠將于2021年面臨退役或延壽，其他機組也將開始陸續進入退役階段，但國內尚沒有核電廠退役的經驗。國外在經過了大量的退役及實驗工作之后，已經有了一套比較成熟的退役源項計算分析與應用研究方法，開發出了經實驗驗證的源項計算分析與應用研究程序(ORIGEN系列、MCNP、KORIGEN、DECOM、FISPIN等)[4]。國內學者也開展了部分核設施退役源項計算的研究工作[5-7]。

本文利用蒙特卡羅程序MCNP針對秦山一期核電廠進行了堆本體中子輸運計算，并驗證了計算模型的可靠性。根據堆內結構部件的幾何參數、材料參數及堆本體中子注量率分布，在假定功率運行史的情況下，利用燃耗計算程序ORIGEN計算了反應堆停堆后的中子活化產物作為退役源項的估算結果，并對源項產生的三維輻射場劑量分布情況進行了可視化建模與分析。

1 退役堆本體仿真建模

1.1 源項估算技術路線

源項估算需要考慮的參數較多，包括材料質量、體積，材料核素成分、比例、受輻照時間及反應堆運行時間等物理參數。MCNP不受幾何和物質限制[8]，可設定材料核素成分、比例、體積、質量，通過蒙特卡羅隨機抽樣，計算待估算的結構部件中子注量率。ORIGEN屬于點燃耗及放射性衰變計算程序[9]，通過設定核素的成分、衰變特性、受輻照時間、衰變時間及中子注量率等參數，計算放射性物質的積累、衰變過程，得到各個結構部件的源項信息，技術路線如圖1所示。

圖1 源項估算技術路線Fig. 1 The technical route for source term estimation

1.2 退役堆本體模型設置

假設退役前反應堆內的冷卻劑、燃料棒及其控制儀器已被移除，因此退役源項主要是反應堆結構部件的中子活化產物?？紤]的堆本體結構部件主要包括：壓力容器、壓力容器內襯、吊籃、圍板、堆芯上柵板區、堆芯下柵板區、堆芯下部支撐區，如圖2所示。

圖2 堆芯結構部件示意圖Fig. 2 Schematic of reactor structures and components1—堆芯下部支撐區；2—堆芯下柵板區；3—圍板；4—堆芯上柵板區；5—吊籃；6—壓力容器內襯；7—壓力容器

為提高源項估算的準確度和可靠性，使源項估算誤差盡可能小，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，細化到燃料棒結構，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—壓力容器外部探測區；2—壓力容器；3—壓力容器內襯；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，其中內襯不銹鋼的厚度為0.4cm，母材為碳鋼，壓力容器內半徑為168.7cm。為節約中子輸運物理過程的模擬計算時間，基于實際反應堆內部結構布置，對堆本體進行了合理等效簡化，簡化后模型參數如表1所示。

表1 反應堆內部結構部件模型參數

2 退役源項估算

2.1 計算模型驗證與分析

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

表2 驗證點分布情況

對比兩者數據，可得出中子注量率計算結果偏保守，由于在建模過程中，對一些反應堆內結構部件，在一定范圍內進行了適當均勻化處理，導致MCNP程序計算結果偏保守。

同時對比發現，距離燃料活性段幾何中心愈近的驗證點，計算值與實驗值愈接近，由于建模中簡化的反應堆內結構部件對其中子輸運物理過程中的影響小，與實際中子輸運物理過程差異性小，導致距離燃料活性段幾何中心愈近，計算值與實驗值愈接近，誤差范圍小。

表2中所示計算值與實驗測得值的數據雖未完全吻合，存在偏差，兩者數據比值范圍是1.0765E+00～1.3687E+00，在可接受范圍之內，計算模型的可靠性得到驗證。

2.2 退役源項估算結果與分析

秦山一期核電廠堆本體結構部件的主要核素為C、Co、Fe、Mn、Ni等，在假定功率運行史的情況下，經中子輻照，堆內結構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

反應堆停堆較長一段時間后，堆內結構部件經活化后的短壽命放射性核素衰變殆盡，而中長期壽命的放射性核素對退役源項的貢獻占主導，γ衰變核素成分較大較為典型，又因在實際退役作業過程中，防護時主要需要考慮的源項為γ輻射，因此本文堆本體結構部件退役源項估算考慮60Co、55Fe兩種核素。通過MCNP程序與ORIGEN程序耦合，計算得到反應堆運行30年壽期之后堆內各個結構部件的中子活化產物存量，其中60Co、55Fe活度隨衰變時間的變化如圖4、圖5所示。

圖4 堆內結構部件60Co活度隨時間的變化Fig. 4 Radioactivity of 60Co vs. time

圖5 堆內結構部件55Fe活度隨時間的變化 Fig. 5 Radioactivity of 55Fe vs. time

由于經過13年的停堆時間之后，60Co、55Fe活度變化趨于平緩，同時兼顧計算時間，本文考慮經過13年衰變時間的60Co、55Fe活度隨衰變時間的變化情況。

由圖4可以看出，堆內結構部件60Co的主要貢獻集中在堆芯下部支撐區、圍板與堆芯下柵板，且隨時間的增加，放射性活度逐漸減小，經過13年停堆時間，吊籃與堆芯下部支撐區衰變效果明顯，放射性活度下降一個數量級，而在燃料活性段區域內的圍板、堆芯上、下柵板衰變效果不顯著，說明其放射性仍然較大，在對該結構部件進行退役前，還需一段較長停堆時間，再進行退役作業，以提高作業機械或作業人員的安全性。

由圖5可以看出，堆內結構部件55Fe隨衰變時間增加，活度逐漸降低，經過13年停堆時間，堆芯下部支撐區、圍板、吊籃的放射性活動變化顯著，而燃料活性范圍內的堆芯上、下柵板放射性活度變化差異小。同時對比圖4，發現燃料活性段范圍內的結構部件隨時間衰變變化不顯著，且各結構部件的放射性活性大小對源項貢獻相一致，均是吊籃貢獻最小，堆芯下部支撐區貢獻最大。

3 三維輻射場可視化

三維輻射場可視化是建立在已知源項幾何大小、活度、產生射線的種類、射線能量等退役源項信息的基礎上。為可視化秦山一期核電廠退役堆本體源項產生的三維輻射場，整個堆本體三維幾何結構模型需劃分網格，利用MCNP程序計算堆本體源項在結構模型中每個網格的能量注量或粒子注量。

堆本體三維幾何結構模型劃分愈精細，網格數目愈多，可視化的三維輻射場愈精確，然而虛擬仿真計算時間也隨之增加，在兼顧三維輻射場的精確度與計算時間的情況下，本文設定網格間距為10 cm，計算得到一個40×40×110的三維輻射場數據矩陣，耦合輻射虛擬仿真系統RVIS[11]與三維幾何結構模型，得到秦山一期核電廠堆本體退役源項的三維輻射場可視化效果圖，如圖6所示。

圖6 停堆7年堆本體退役源項三維輻射場效果圖Fig. 6 The 3D radiation field effect of decommissioning source term for reactor shut down for 7 years

在退役前，反應堆已停堆5年以上時，可近似認為環境中的γ輻射均來自60Co(產生1.17MeV和1.33MeV的γ射線)的貢獻。圖6 示出秦山一期核電廠停堆7年時可視化的三維輻射場，堆本體構件源項產生的γ輻射，該空間內γ輻射最大值在堆芯活性區域范圍內，而壓力容器上、下端為γ輻射最小區域。為減少蒙特卡羅抽樣統計誤差，設定粒子個數為109，統計結果誤差范圍為0.023%～0.08%，在可接受范圍之內。

圖7示出秦山一期核電廠停堆9年時可視化的三維輻射場，堆本體構件源項產生的γ輻射，由于時間較長，該空間內γ輻射已趨于均勻分布。設定粒子個數為109，統計結果誤差范圍為0.013%～0.07%，在可接受范圍之內。

圖7 停堆9年堆本體退役源項三維輻射場效果圖Fig. 7 The 3D radiation field effect of decommissioning source term for reactor shut down for 9 years

對比圖6和圖7，原本高水平的γ輻射堆芯活性區域與其他區域的γ輻射水平相差不大，趨于一致，說明經一定時間的衰變后再對堆本體結構部件進行退役，可以大大降低退役作業人員和作業機械的受照劑量。

4 結束語

本研究針對我國秦山一期核反應堆，利用蒙特卡羅程序建立了全堆芯pin-by-pin模型進行中子輸運計算；結合堆本體結構部件的幾何參數、材料參數及堆本體中子注量率分布，利用燃耗計算程序計算反應堆停堆后的中子活化產物作為堆本體退役源項的估算結果，并對源項產生的三維輻射場劑量分布情況進行了可視化建模與分析，模擬結果與理論分析一致，下一步可針對核電廠退役設備拆除過程的輻射幾何學模型真實構建、三維動態輻射場快速準確計算、可視化顯示與劑量安全評價等問題開展研究，建立我國秦山核電廠的退役技術安全驗證和虛擬仿真平臺，為秦山核電廠退役過程輻射安全性評價和驗證、實施方案確定、施工關鍵點分析、操作人員培訓等提供支持。

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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

國家教育部博士點基金資助項目(20134324120003)，湖南省研究生科研創新資助項目(CX2015B407)湖南省教育廳重點項目基金(14A120)，湖南省重點學科建設項目資助

羅 文(1990—)，男，湖南衡陽人，碩士研究生，現從事輻射防護方面研究

宋英明：songyingming@tsinghua.org.cn

TL75+1

A

0258-0918(2017)02-0302-06