大容量鈷源運輸容器屏蔽研究

薛 娜，王炳衡，毛亞蔚

(中國核電工程有限公司，北京 100840)

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大容量鈷源運輸容器屏蔽研究

薛 娜，王炳衡，毛亞蔚

(中國核電工程有限公司，北京 100840)

大容量鈷源運輸容器為運輸工業用鈷源而設計的專用設備。由于內容物放射性活度水平很高、衰變熱很大，僅有少數國家具有設計能力，在國內的研制尚屬首次。在對鈷源運輸容器的屏蔽設計研制過程中，突破之前的屏蔽設計技術束縛，采用MCAM程序與MCNP程序模擬計算鈷源運輸容器外的劑量率水平，并在設計過程中及時發現容器存在的設計缺陷，從而進行了設計改進，保證了容器滿足國家標準要求的各項設計措施。目前這些設計措施已通過相關的試驗驗證。結果表明：針對大容量60Co運輸容器的關鍵技術制定的設計措施合理有效，充分保證了容器在經受國家標準中規定的正常運輸條件和運輸中事故條件下各項試驗后容器屏蔽性能的完整性，確保鈷源運輸的安全。

鈷源運輸容器；屏蔽設計；MCNP程序；MCAM程序

隨著我國輻照加工行業的迅速發展，市場對工業鈷源的需求量大幅增長。但長期以來，我國的工業鈷源長期依賴進口[1]。為扭轉我國鈷源依賴進口的局面，2004年國家發展和改革委員會批復了第1批民用高新核技術產業化專項“利用核反應堆生產60Co高技術產業化示范工程”。

利用核反應堆生產60Co是將重水反應堆的不銹鋼調節棒更換為60Co調節棒，在不額外增加燃耗和影響反應堆正常發電的前提下生產60Co同位素，將鈷調節棒由核電廠運送至加工制造單位，將其加工成60Co成品源，最后使用鈷源容器將60Co成品源裝載運輸至用戶。

在國內，以前研究的60Co運輸容器的裝載量很小，且取得設計許可證的容器也很少，大容量鈷源運輸容器在國內幾乎沒有，所以只能通過增加運輸次數，來滿足國內運輸需要。大容量鈷源運輸容器由于內容物放射性活度水平很高、衰變熱很大，僅有加拿大、英國、俄羅斯等少數國家具有設計能力，但其具體設計未公開。因此針對大容量鈷源的運輸容器在國內的研制尚屬首次。本工作在大容量鈷源運輸容器屏蔽設計中綜合考慮多方面因素，使容器在滿足結構、熱工和力學等要求的前提下符合國家標準對容器外劑量率水平的相關規定。

1 鈷源運輸容器研究的主要內容及研究方法

1.1 研究內容

容器的屏蔽設計要求在正常和運輸中事故條件下保證容器的輻射屏蔽作用，滿足GB 11806—2004《放射性物質安全運輸規程》[2]的要求，即容器既要解決正常運輸條件下的屏蔽問題，又要保證事故條件下容器能經受一定防護材料喪失的考驗。

鈷源運輸容器主要屏蔽材料為鉛，鉛在輻射防護領域主要用于γ射線的屏蔽。其主要優點為便宜、容易成型、密度較高。缺點為鉛屬有毒金屬，作為放射性廢物處置時受限制[3]。

容器主體結構采用立式鉛屏容器(圖1)，結構主體包括容器筒體、吊籃、屏蔽塞、支座等。容器筒體和屏蔽塞結構采取不銹鋼-鉛-不銹鋼結構，用于輻射屏蔽。吊籃設置在容器內腔中，用來支撐和分隔內容物。

圖1 鈷源運輸容器主體結構Fig.1 Structure of 60Co source transport cask

屏蔽設計依據的標準為GB 11806—2004《放射性物質安全運輸規程》(簡稱規程)。

鈷源運輸容器為B(U)型Ⅲ級黃貨包，規程對此類貨包要求如下：

1) 在運輸的常規條件下運輸工具外表面上任一點的輻射水平應不超過2 mSv/h，而在距運輸工具外表面2 m處的輻射水平應不超過0.1 mSv/h；

2) 驗證經受運輸事故條件能力的試驗后“貨包仍能保持足夠的屏蔽能力，保證在貨包內裝的放射性內容物達到所設計的最大數量時，距貨包表面1 m處的輻射水平不會超過10 mSv/h”。

本文對容器屏蔽設計技術進行了深入的分析和研究，確定了保證容器滿足規程要求的各項設計措施。這些設計措施經過相關的試驗驗證來表明針對大容量60Co運輸容器的關鍵技術制定的設計措施合理有效，充分保證容器在經受GB 11806—2004《放射性物質安全運輸規程》中規定的正常運輸條件和運輸中事故條件下各項試驗后容器屏蔽性能的完整性，確保60Co成品源運輸的安全。最后將設計計算值與容器裝源后的實測結果進行比較，進一步驗證屏蔽設計方法的合理性和可靠性。

1.2 研究方法

鈷源運輸容器結構復雜，在設計中需綜合考慮結構、熱工、力學、屏蔽多方面的要求，因此在屏蔽設計分析時對容器的精細建模是工作的重點。以往常用的屏蔽設計軟件無法模擬如此復雜精細的結構，這些軟件在應用時往往需對模型進行大量的簡化，從而導致計算結果誤差較大，有時無法發現屏蔽薄弱環節，造成劑量率超出國家標準要求，有時又過于保守，造成浪費。因此本設計應用蒙特卡羅方法進行精確的三維建模，并應用一系列減小方差技巧，可得到精確度很高的計算結果。屏蔽設計采用了蒙特卡羅計算程序MCNP[4]和建模程序MCAM[5]。

MCNP 程序由美國Los Alamos國家實驗室開發，基于蒙特卡羅方法，能計算中子、光子、電子或耦合中子、光子、電子的輸運，也能計算臨界系統的特征值。MCNP能準確地描述問題的幾何，從而減小建模引入的誤差。MCNP程序的缺點是收斂速度慢，尤其對于大系統和深穿透問題，計算耗時非常多，甚至根本得不到結果。這也是蒙特卡羅方法的固有缺陷。因此在本次計算中應用了減小方差技巧，即對容器的屏蔽結構進行分層，并在粒子向計算點輸運的方向上不斷增加粒子的權重，這樣可顯著增加到達計算點的粒子數，使計算誤差減小，最終得到精度符合要求的計算結果。

MCAM程序是采用現代軟件工程方法發展的一個集成的、功能強大的、具有可視化用戶界面的蒙特卡羅輻射輸運計算建模軟件系統[6]。

MCAM程序可實現多種格式的工程模型與蒙特卡羅輻射輸運計算模型之間的相互轉換，能自動對工程模型進行精確的處理和分析。分析人員可使用多種商用建模系統來建模，然后利用MCAM程序完成頻繁的“設計-轉換-計算-分析-再設計”的快速迭代過程，從而提高了模擬質量和設計效率，同時MCAM程序還提供了計算結果的可視化等擴展功能[7]。

2 鈷源源項

鈷源運輸容器的內容物為60Co成品放射源，其設計最大裝量為20萬Ci(7.4×1015Bq)。

此次屏蔽設計考慮最大裝量。按保守考慮，吊籃放置有17個成品放射源，其中16個成品放射源的平均活度為1.2萬Ci(4.44×1014Bq)，1個成品放射源的平均活度為0.8萬Ci(2.96×1014Bq)。

60Co核素按照每次衰變釋放出的射線能量為1.173 2和1.332 47 MeV、分別占的比例為0.5和0.5考慮，總γ源強度為1.85×1016MeV/s。屏蔽計算時，每根60Co成品放射源均被看作1個獨立的圓柱體型均勻分布源。

3 60Co成品源運輸容器屏蔽分析

3.1 屏蔽計算模型描述

正常條件下，屏蔽計算采用的模型如圖2所示。圖3為計算點布置，計算采用的坐標原點為內筒底部中心。

圖2 屏蔽計算采用的模型Fig.2 Model of shielding calculation

根據力學模擬計算，在事故條件下，容器的鉛層厚度減少量最大為0.52 cm，再考慮容器變形的因素，本文將正常條件模型的鉛厚度減少1 cm(側壁、頂部以及底部均減少1 cm)后作為計算事故條件下的模型。

3.2 計算結果

此容器在初步設計時發現頂部不銹鋼壓蓋邊緣處劑量率為1.15 mSv/h，由于在工程設計中需考慮2倍的安全裕量，則此處考慮安全裕量后的劑量率水平為2.30 mSv/h，超過了規程要求的2 mSv/h。

圖3 計算點布置Fig.3 Distribution of calculation point

此處出現高劑量率的原因是：通過容器的內部結構可看到不銹鋼結構和鉛結構的相對位置，上部的鉛屏蔽塞為圓臺形，鉛塞和側面鉛屏之間有縫隙。一般在設計中端塞的棱臺寬度設置大于縫隙寬度的2倍，但由于此容器的端塞為鉛制，重量較大，如果棱臺寬度大會導致端塞過重，影響筒體的穩定性，所以在設計中棱臺的寬度不足縫隙寬度的2倍，因此鉛塞和側面鉛屏之間的縫隙成為容器屏蔽的薄弱點，而頂蓋的邊緣恰好處于縫隙位置。

針對屏蔽體的薄弱點對容器設計進行了改進，即將壓蓋的半徑增加0.5 cm，以此來增加對縫隙處的屏蔽，改進后頂蓋邊緣處的劑量率降至0.58 mSv/h。圖4為容器結構改進前后的對比。

圖4 鈷源運輸容器結構改進前后對比Fig.4 Structure improvement of 60Co source transport cask

以下為設計改進后的相關計算結果。

正常運輸條件下各位置的劑量率示于圖5。

圖5 正常運輸條件下各位置的劑量率Fig.5 Dose rate at calculation point under normal transport condition

表1列出了正常運輸條件下計算數據與實測數據的對比及事故后劑量率計算結果。

從表1可看出：容器側表面的中部出現側面劑量率峰值0.302 mSv/h。上表面的排氣孔開孔處出現上表面劑量率峰值0.706 mSv/h。容器底部中心出現底部劑量率峰值0.073 5 mSv/h，底部峰值出現的主要原因是底部的排水管在中心位置有一段直管段，雖然未貫穿，但仍導致這個位置屏蔽厚度略薄，但這個峰值的劑量率僅為0.073 5 mSv/h，考慮安全裕量后仍小于規程要求。

4 結論

1) 鈷源運輸容器結構復雜，因此在屏蔽設計分析時對容器的精細建模是工作的重點。本設計應用蒙特卡羅方法進行精確的三維建模，并應用一系列減小方差技巧，得到精確度很高的計算結果。劑量率計算結果的統計誤差均小于5%，計算結果可信。

2) 鈷源運輸容器在初步計算時發現頂蓋邊緣處劑量率超過了規程要求的2 mSv/h。因此對設計進行了改進，將壓蓋的半徑增加0.5 cm，改進后頂蓋邊緣處的劑量率降至0.58 mSv/h，在考慮2倍安全裕量的情況下仍滿足規程要求。

表1 劑量率計算數據及其與實測數據對比Table 1 Calculation result of dose rate and comparison with measurement result

3) 鈷源運輸容器在正常運輸條件和事故條件下的劑量率水平均滿足規程要求。設計計算值與容器裝源后的實測結果符合較好，進一步驗證了設計中所采用的屏蔽計算方法的合理性和可靠性。

[1] 朱麗兵,周云清,丁捷,等. CANDU重水反應堆鈷調節棒組件結構設計[J]. 原子能科學技術,2010,44(增刊)：418-422.

ZHU Libing, ZHOU Yunqing, DING Jie, et al. Cobalt adjuster rod assembly structural design in CANDU deuterium uranium reactor[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2010, 44(Suppl.): 418-422(in Chinese).

[2] GB 11806—2004 放射性物質安全運輸規程[S]. 北京：中國標準出版社，2004.

[3] 潘自強. 輻射安全手冊[M]. 北京：科學出版社,2011：134.

[4] 毛亞蔚. MCNP程序開發：中子和光子屏蔽計算[R]. 北京：中國核電工程有限公司，2003.

[5] WU Y, FDS Team. CAD-based interface programs for fusion neutron transport simulation[J]. Fusion Engineering and Design, 2009, 84: 1 987-1 992.

[6] MCAM用戶手冊[R]. 合肥：中國科學院等離子體物理研究所,2009.

[7] 曾勤,盧磊,李瑩,等. 蒙特卡羅粒子輸運計算自動建模程序MCAM在ITER核分析建模中的應用[J]. 原子核物理評論,2006,23(2)：138-141.

ZENG Qin, LU Lei, LI Ying, et al. Application of automatic modeling code for Monte Carlo particle transport for ITER nuclear analysis[J]. Nuclear Physics Review, 2006, 23(2): 138-141(in Chinese).

Research on Shielding of High-capacity Cobalt Source Transport Cask

XUE Na, WANG Bing-heng, MAO Ya-wei

(ChinaNuclearPowerEngineeringCo.,Ltd.,Beijing100840,China)

High-capacity cobalt source transport casks are used to transport60Co industrial irradiators. The radioactive contents have special features of high-activity and high residual heat, so only a few countries have design capacity. This is the first design project for the self-reliant design of high-capacity cobalt source transport casks. This paper was devoted to key technology in shielding design of these casks. The MCAM code and MCNP code were used for the calculation of the dose rate level outside the cask and the design improvement was applied in the cask to meet the requirements in national standard. A series of test proved the casks have ability to transport high-activity sealed sources safely. Calculation results in design are in well concordance with survey results. It demonstrates the rationality and reliability of the methods used in this shielding design. The patent for the design of high-capacity cobalt source transport casks was obtained. Through the design for cobalt source transport casks, a good foundation is laid for the self-reliant design of spent fuel transport cask.

cobalt source transport cask; shielding design; MCNP code; MCAM code

2014-03-13;

2014-04-18

薛 娜(1982—)，女，陜西興平人，高級工程師，碩士研究生，輻射安全專業

TL932.1

A

1000-6931(2015)07-1298-05

10.7538/yzk.2015.49.07.1298