核動力艦船燃料元件包殼破損下氣載放射性劑量分析

譚 冰，吳榮俊，許 滸，郭智榮

(武漢第二船舶設計研究所，湖北 武漢 430064 )

0 引 言

艦船核動力裝置在運行過程中，燃料元件不斷產生和積累放射性核素，燃料元件包殼一旦破損，放射性裂變產物就會大量釋放到一回路冷卻劑中，并通過一回路壓力邊界向堆艙及二回路釋放，進而釋放到工作艙室中。核動力裝置都允許在一定的燃料元件包殼當量破損率下運行，雖然燃料元件包殼的少量破損不會危及核動力裝置的運行安全，但受限于核艦船的特殊性，一回路邊界的泄漏會導致工作艙室中氣載放射性物質含量越來越高，造成乘員額外的內外照射，危害乘員的輻射安全。因此，對燃料元件包殼破損下氣載放射性擴散和艇員的劑量進行分析研究，對后續防護和輻射防護系統的設計工作具有十分重要的意義。

1 模型建立

1.1 模型假設條件

本文作如下假設：

1)在計算開始(t=0)時，燃料所包含的放射性裂變產物的種類和含量已知，艙室氣載放射性核素比活度為0。

2)放射性裂變產物(原子和離子方式)通過擴散和化學反應(主要是腐蝕)釋放，它從燃料元件內部通過包殼破口釋放到一回路冷卻劑中。

3)燃料元件包殼的當量破損率為0.1%。

4)平衡后一回路中核素的比活度不變，處于一個動態平衡過程。

5)主冷卻劑泄漏速率不變，不考慮溫度等因素對泄漏速率的影響。

6)艙室內的氣體始終均勻混合，放射性物質比活度在艙室中均勻，輻射場各向同性。

7)惰性氣體很難在人體內沉積，故不考慮惰性氣體的內照射[1-5]。

1.2 核素產生和擴散途徑

放射性裂變物質在核動力裝置運行時產生，擴散釋放到燃料元件與包殼的縫隙中，包殼破損后，釋放到一回路冷卻劑中，然后通過堆艙和二回路釋放到工作艙室，在工作艙室中積累[6]，對人造成內照射和外照射。具體的釋放和遷移途徑如圖1所示。

圖1 核動力艦船核素的產生和擴散途徑示意圖Fig.1 The sketch of generation and diffusion of radionuclide in nuclear ship

1.3 一回路冷卻劑源項計算

一回路冷卻劑中放射性核素主要分為2部分，一是活化產物，包括冷卻劑本身的活化、冷卻劑雜質的活化以及堆芯結構材料、一回路管道和設備表面腐蝕產物的活化；二是裂變產物，包括來自燃料元件包殼破損泄漏和通過擴散機理泄漏出包殼的核素。本文以某船核動力裝置為對象，采用比較成熟的PROFIP5.1軟件計算得到一回路冷卻劑源項，計算過程涉及到的主要參數有反應堆功率、反應堆一回路系統壓力、堆芯功率分布、燃料元件當量破損率(0.1%)、燃料元件材料、冷卻劑進出口溫度等，在多種核素中，本文根據劑量計算結果，選取對人體劑量貢獻較大的核素。結果如表1所示。

1.4 擴散數學模型建立

表1 一回路冷卻劑主要核素比活度

在本文研究的時間尺度下，由于通風系統的存在，在最小時間步長的情況下，泄漏到艙室的氣載放射性物質已經混合均勻，同時忽略由于人因所引起的變化。以艙室為研究目標，艙室內放射性核素隨時間不斷變化，根據放射性核素守恒或平衡原則，艙室內核素對時間的變化率應等于核素的產生率減去衰減率、吸收率和泄漏率，如果Ci表示艙室內第i種核素的放射性比活度，那么在艙室內核素的守恒方程[6]為

吸收率(A)-泄漏率(K)，

(1)

則氣載放射性核素在堆艙、二回路以及工作艙室比活度的基本平衡方程組為

(2)

式中：Cr(t)為堆艙核素比活度，Bq/m3；Fr為堆艙泄漏到工作艙室的泄漏率，m3/h；Vr為堆艙體積，m3；λi為第i種核素的放射性衰變常數，h-1；F1為一回路冷卻劑向堆艙的泄漏率，kg/h；C1(t)為一回路核素比活度，Bq/kg；，F2為二回路水蒸氣向工作艙室的泄漏率，m3/h；Vq為二回路氣體段的體積，m3；Fg(t)為一回路冷卻劑向二回路的泄漏率，kg/h；C2(t)為二回路氣體段核素比活度，Bq/m3；為蒸汽攜帶核素的百分比系數；V為目標艙室的總體積，m3；fi為過濾器吸收效率；Ri為過濾器吸氣速率，m3/h；Li為第i種核素的泄漏率，m3/h；Ci(t)為艙室內第i種核素比活度，Bq/m3。

由前述假設可知，邊界條件為Cr(0)=0；C2(0)=0；Ci(0)=0。 代入邊界條件解方程組，可得氣載放射性核素的比活度變化。用Matlab軟件進行模擬計算，模擬所用到的參數來自經驗運行，模擬出的艙室氣體比活度如圖2所示。

圖2 艙室氣載放射性核素比活度圖Fig.2 Radionuclidespecific activity in the cabin

2 劑量計算

估算艇員所受劑量時，如果放射性核素發生衰變而形成子體，在計算時假設僅有母體放射性核素進入人體，但是估算出來的劑量包括在人體中形成的子體所釋放的全部能量。

核素由于連續釋放彌散分布在艙室的空氣中，這時空氣中的放射性核素會對艇員造成浸沒外照射。由于艙室中的核素均勻分布在艙室空氣中，電子和光子的平均自由程遠小于艙室的直徑，因此，根據半球模型，將艙室氣體視為核素均勻分布的半無限大球體源。這種情況下，輻射劑量主要是由于外照射和吸入內照射引起。外照射是指由空氣中存在的放射性物質和艙室壁存在的放射性物質形成的浸沒外照射，內照射是指人體吸入和食入放射性物質從而引起的體內照射[7]。放射性物質對人的照射途徑如圖3所示。

所以艙室內工作人員所受劑量的主要來源有：1)艇員在艙室內由于全身浸沒而引起的外照射；2)吸入碘、氣溶膠所引起的內照射；3)由于沉積和吸附作用殘留在艙室壁的核素造成的外照射。

圖3 氣載放射性物質對人的照射途徑Fig.3 Irradiationavenues of airborneradionuclide

由于沉積和吸附作用殘留在艙室壁的核素的活度太小，對人所造成的劑量與浸沒照射、內照射及其他途徑照射量相比很小，本文中未考慮。

2.1 浸沒外照射

浸沒外照射計算時假設人體一直暴露在核素均勻分布的空氣中，浸沒外照射所造成艇員劑量[8]為

Doi=μ×Ci(t)×Fi。

(3)

式中：Doi為人員所受劑量，Sv；μ為為屏蔽因子(無量綱)，無屏蔽的情況下，一般取μ=1或μ=0.98；Ci(t)為空氣中第i種核素的時間積分比活度，Bqs/m3；Fi為第i種核素的浸沒照射有效劑量轉換因子，Sv/(Bqs/m3)[10]。

2.2 吸入內照射劑量

因核素連續釋放，泄漏的放射性核素以氣載放射性的形式均勻彌散于空氣中，包括放射性惰性氣體和放射性氣溶膠，人通過呼吸途徑吸入體內對人造成內照射。氣溶膠粒子的形狀很不規則，顆粒大小也各不相同，一般工作場所的空氣動力學直徑(AMAD)為5 μm[9]。吸入放射性氣溶膠后，呼吸系統各部分會受到照射，同時，體內其他器官或組織也會受到照射，這種照射一部分來自肺內沉積的核素，另一部分則來自吸入物質從呼吸系統轉移到身體其他器官或組織而造成的照射。對于Kr和Xe等惰性氣體，在呼吸道內的沉積可以忽略不計[9]。

經吸入途徑攝入某種放射性核素的有效劑量[8]用下式計算：

Dhi=B×Ci(t)×FHi，

(4)

式中：Dhi為吸入導致人員所受內照射劑量，Sv；B為人的呼吸率，一般情況下，取B=1.2m3/h[9]；Ci(t)為空氣中第i種核素的時間積分比活度,Bqs/m3；FHi為第i種核素的吸入劑量轉換因子，Sv/Bq[10]。

3 計算結果與結果分析

在燃料元件包殼0.1%當量破損率情況下，假設蒸汽發生器泄漏率為3.6 kg/h、核動力艦船不通風，采用式(3)和式(4)計算核動力裝置以25%的反應堆功率連續運行180 d艇員所受到的外照射有效劑量和內照射有效劑量，計算結果如表2所示。

表2 艇員受到的外照射劑量和內照射劑量

計算結果表明，空氣浸沒外照射主要由核87Kr、88Kr、133Xe、135Xe貢獻。吸入內照射由核素131I、133I、135I貢獻。碘的內照射劑量比外照射劑量大得多，所以一般只考慮碘的內照射效應。惰性氣體外照射貢獻大的原因是惰性氣體很容易隨著管道裂縫、回路系統不嚴密處等地方釋放出來，彌漫在艙室空氣中，對人造成外照射；碘釋放出來后很容易在空氣中形成氣溶膠，吸入后對人造成內照射。惰性氣體和氣溶膠劑量貢獻比例如圖4所示。

圖4 艙室中氣載放射性核素劑量貢獻百分比Fig.4 The percentage of the dose contribution of airborneradionuclide in the cabin

由圖4可以看出，惰性氣體對人體造成的外照射劑量占人體所受劑量的絕大部分，因此只能采取通風降低艙室空氣放射性比活度的方式減少艇員所受劑量[11]。

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