乏燃料操作大厅的剂量场随屏蔽水位的变化研究

时间：2024-07-28

杨腊腊，刘省勇，杨煦，高拥军，陈秋炀，张文利

(1.苏州热工研究院有限公司，江苏苏州 215004； 2.大亚湾核电运营管理有限责任公司，广东深圳 518124)

压水堆核电厂乏燃料水池(以下简称“乏池”)贮存有大量的乏燃料组件，具有较强的放射性。正常状况下乏燃料组件上方由满足设计要求的水层覆盖，可以确保正常运行和换料期间乏燃料操作大厅的剂量率满足电厂的辐射分区要求，从而确保现场工作人员的安全。但在乏池完全丧失冷却能力和补水的事故工况下，乏池水位将不断降低，乏燃料操作大厅的剂量场也随之增强，当水位降低到某一临界值时，乏燃料操作大厅的剂量率存在超出辐射分区限值要求的风险，从而威胁到现场工作人员的安全。

福岛核事故后，国家核安全局发布的《福岛核事故后核电厂改进行动通用技术要求》[1]对各个在建和运行压水堆核电厂乏池关键水位的监测提出了新要求，其中包括满足辐射屏蔽需要的水位。因此，有必要开展事故工况下，乏燃料操作大厅内剂量场随乏池水位变化的研究，并确定乏燃料操作大厅剂量率满足电厂辐射分区限值要求所需的最低屏蔽水位，从而为乏池水位监测仪表设置表征乏燃料操作大厅剂量率超限的临界报警水位提供依据。

本文以一典型压水堆核电厂的乏燃料水池为研究对象，采用QAD-CGGP程序计算并分析了乏燃料操作大厅内的剂量场分布情况、乏池上方剂量率峰值随屏蔽水层厚度的变化关系以及满足电厂辐射分区要求所需的最低屏蔽水位。本文计算的是γ剂量率，基于工程经验可忽略中子的影响。

1 建立模型

1.1 乏燃料组件结构

本文研究的核电厂乏燃料水池屏蔽设计计算采用18个月换料模式下4.45%富集度的17×17 AFA3G型乏燃料组件源项。图1为单个燃料组件的示意图，如图所示组件沿着高度方向分为上端部、活性段和下端部三个部分。其中，上端部的体积为21.4 cm×21.4 cm×35 cm，主要金属结构包括上管座和弹簧装置，材料构成包括锆合金、Inconel-718和AISI，除金属结构外，上端部其它间隙均充满水；活性段体积为21.4 cm×21.4 cm×366 cm，除了264根外径为9.5 mm的燃料棒外，其它空隙均充满水，活性段的成分为二氧化铀、锆合金、Inconel-718和水；下端部体积为21.4 cm×21.4 cm×9.4 cm，包括下端塞和下管座等，其结构材料主要是锆合金、AISI和水。

图1 燃料组件示意图Fig.1 Diagram of fuel assembly

1.2 乏燃料水池组件布置方案

乏燃料组件位于乏池中的贮存格架内，格架布置如图2所示。乏燃料组件分两个区域存放，I区格架相对稀疏，相邻的两个乏燃料组件的中心距离为280 mm，用于贮存新燃料组件以及未达到规定燃耗的乏燃料组件。II区格架相对密集，相邻的两个乏燃料组件的中心距离为240 mm，用于贮存达到指定燃耗的乏燃料组件。I区存放了3台5×6乏燃料贮存格架和8台6×6乏燃料贮存格架，I区共计378个贮存单元。II区存放了4台6×9高密乏燃料贮存格架、1台6×12高密乏燃料贮存格架和6台10×9高密乏燃料贮存格架，II区共计828个贮存单元。

图2 乏燃料贮存格架布置(俯视图)Fig.2 Spent fuel storage rack layout (top view)

1.3 计算模型

基于QAD-CGGP程序的建模原理，并结合乏池和组件结构、组件在乏池中的布置方案以及不同区域的材料差异，本文建立的计算模型如图3所示。模型中包含组件区、屏蔽水体、转运井闸门、转运井空腔、装载井闸门、装载井空腔、混凝土墙和乏燃料水池周围的空气区域等。

针对组件区域，在XY平面上将I区组件细分为I1区、I2区和I3区，将II区组件细分为II1区、II2区和II3区。同时，基于燃料组件的结构，上述每个组件区域沿高度Z方向上又分别细分为上端部、活性段和下端部3个子区域，详见图3(b)。

图3 计算模型Fig.3 Computation model

1.4 输入参数

1.4.1乏燃料组件源项

计算采用电厂18个月换料模式下，4.45%富集度的乏燃料组件冷却4天(快速卸料的最短时间)的γ源项数据。乏池I区和II区用于贮存不同燃耗深度的乏燃料组件，其γ源项分别列于表1和表2。

表1 I区单个乏燃料组件γ源项(冷却4天后)Tab.1 Gamma source item for a single spent fuelassembly in region I (after cooling 4 Days)

表2 II区单个乏燃料组件γ源项(冷却4天后)Tab.2 Gamma source item for a single spent fuelassembly in region II (after cooling 4 Days)

1.4.2屏蔽材料

模型中假设每个区域仅采用一种假定材料均匀填充，假定材料中每种元素的密度按照均匀化的方法计算，即：

ρ=m/V

(1)

式中，ρ为某种元素在指定区域的元素密度，g/cm3；m为指定区域内对应元素的总质量， g；V为指定区域的总体积，cm3。

乏池水面下方空隙部分(不包括组件区域外)由水填充，乏池四周和底部的墙体由混凝土组成，转运井闸门和装载井闸门为8 mm的不锈钢板，乏池水面上方、乏池侧墙周围及装载井空腔、转运井空腔及转运通道均由空气填充。水、混凝土、不锈钢的元素密度列于表3。

表3 屏蔽材料的元素密度(g/cm3)Tab.3 Element density in shielding materials (g/cm3)

组件区域定义了12种假定的材料，分别命名为：组件I1、I2和I3区的上端部、活性段和下端部；组件II区的上端部、活性段和下端部(II1、II2和II3的材料近似)。表4给出了乏燃料组件各个区域的元素密度。

表4 乏燃料组件区域的元素密度(g/cm3)Tab.4 Element density in spent fuel assembly regions (g/cm3)

1.4.3γ射线注量率-剂量率转换因子

γ射线注量率-剂量率转换因子参考《用于光子外照射放射防护的剂量转换系数》(GBZ/T 144—2002)[2]选取。计算中使用的8能群γ射线注量率-剂量率转换因子如图4所示。

图4 γ射线注量率-剂量率转换因子Fig.4 Conversion coefficient fromphoton flux to dose rate

1.4.4剂量点选取

参考核电厂乏燃料厂房屏蔽设计中乏池水面上方剂量点的选取原则并结合乏燃料组件在乏池中的布置特点，本文模型中保守选取距离乏池满水水面上方5 cm平面上的64个点作为剂量点进行计算分析，剂量点的分布如图3(a)所示。通过将剂量点的数量由64个点逐渐加密为187个点的计算分析表明，上述64个剂量点中的最大剂量率能够包络乏池水面上方的剂量率峰值点。

如图3(a)所示，XY平面上沿乏燃料水池X轴方向选取8组间隔点，它们分别为位于I3区中轴线、II2区中轴线和II3区中轴线以及上述3组特征间隔点之间的5组间隔点；沿着乏燃料水池Y轴方向选取了8组间隔点，它们分别位于II1区起始点、I1区中轴线、I3区中轴线、偏离I3区中轴线60 cm、120 cm、180 cm、240 cm的轴线上以及II3区终点处，上述剂量点覆盖了乏燃料组件相对密集区域上方具有代表性的剂量点。此外，因人员操作平台正对于转运井闸门，非换料期间转运井闸门处仅由8 mm的钢板提供屏蔽，操作平台处的剂量率可能高于乏池水面正上方峰值点的剂量率。因此，模型中还选取了位于转运通道边缘且正对转运井闸门+21 m标高处的剂量点(位于操作平台地面上方1 m)进行计算分析，保守考虑模型中忽略平台附近一些遮挡物的屏蔽作用。

2 计算结果与分析

2.1 乏燃料操作大厅剂量场随水位的变化

核电厂乏燃料操作大厅设计为绿区，绿区的剂量率上限为25 μSv/h[3]。本文基于绿区的剂量率上限值，采用逼近的方法计算了10种不同水位工况下(具体见表5)，乏燃料操作大厅的剂量场的分布情况，并分析了其随水位的变化规律，从而确定了乏燃料操作大厅内满足分区要求所需的最低屏蔽水位。

表5 不同屏蔽水层厚度下乏池上方剂量率峰值和操作平台处的剂量率Tab.5 Peak dose rate above spent fuel pool anddose rate of operating platform underdifferent water thickness

图5给出了乏池水位从+19.50 m(满水水位)降到+15.72 m(剂量率首次超限的水位)的6种水位工况下乏池上方剂量场的分布情况。由图5可知，事故工况下随着乏池水位的降低，乏池水面上方的剂量率逐渐升高，但乏池上方剂量场的分布规律基本一致，且剂量率的峰值点均位于II3区6台10×9高密格架的正上方的剂量点处，主要由于该区域内乏燃料组件布置的密度相对较大。乏池水面上方剂量峰值点的剂量率与操作平台处剂量点的剂量率的计算结果列于表5。由表5可知，当乏池水位降低到+15.72 m标高时，乏池上方的剂量率峰值达28 μSv/h，超出绿区的剂量率上限值(25 μSv/h)12%，当乏池水位为+15.77 m时，乏池上方的剂量率峰值为22.4 μSv/h，略低于绿区剂量率上限值，且当乏池水位高于+15.77 m时，操作平台处剂量点的剂量率均满足绿区的要求。基于上述计算结果，保守选取+15.77 m标高的水位为确保乏燃料操作大厅内剂量率不超过绿区剂量率上限值的最低屏蔽水位。

图5 不同水位工况下乏池上方剂量率分布Fig.5 Dose rate distribution above spent fuel pool under different water levels conditions

按照《压水堆核电厂辐射屏蔽设计准则》NB/T 20194—2012[4]相关要求，上述剂量率均在QAD-CGGP程序计算值的基础上考虑了2倍的安全系数。

2.2 操作平台处剂量率随水层厚度的变化分析

由表5可知，当3.786 m≤TW(水层厚度)≤7.736 m时，操作平台处的剂量率随水层厚度的变化不明显，这是由于转运井空腔及转运通道均由空气填充，当TW≥3.786 m(+15.55 m水位以上)时，越靠近操作平台剂量点处的乏燃料组件至操作平台剂量点的路径中穿过水的部分随乏池水位的变化程度越小。如图3(b)所示，当TW≥3.786 m(+15.55 m水位以上)时，路径1中穿过水的部分是不变，当水位达到一定高度时路径2和路径3中穿过水的部分才会逐渐有所变化。