基于MELCOR與MCNP程序的安全殼劑量率計算方法

史曉磊，許 倩，魏嚴凇，季松濤

（中國原子能科學研究院反應堆工程研究設計所，北京 102413）

基于MELCOR與MCNP程序的安全殼劑量率計算方法

史曉磊，許 倩，魏嚴凇，季松濤

（中國原子能科學研究院反應堆工程研究設計所，北京 102413）

嚴重事故條件下，評估安全殼內的放射性劑量率水平對核電廠嚴重事故管理、應急響應等環節具有重要指導意義。本工作利用MELCOR程序模擬嚴重事故序列，計算不同核素組釋放進入安全殼內的質量；利用ORIGEN2程序計算不同核素組的堆芯積存量及核素的γ源強；利用MCNP程序計算每組核素100%釋放進入安全殼所產生的劑量率水平；最后根據擬合公式求解安全殼劑量率。中核核電運行管理有限公司30萬千瓦機組安全殼劑量率的計算結果說明該方法切實可行。

MELCOR；ORIGEN2；MCNP；安全殼劑量率

嚴重事故條件下，分析安全殼內的環境條件、評估安全殼劑量率水平對于核電廠事故管理、應急響應等環節具有重要意義［1］。目前，國內大多采用MCNP程序［2］計算安全殼劑量率，但利用MCNP計算安全殼劑量率之前需先假設放射性裂變產物釋放到安全殼氣空間內的份額，而裂變產物釋放份額與事故序列緊密相關，對不同的嚴重事故序列及同一嚴重事故序列下的不同時間點，放射性裂變產物向安全殼氣空間的釋放份額差別很大。裂變產物釋放份額可通過嚴重事故分析程序來獲得，MELCOR程序［3］是美國Sandia國家實驗室為美國核管會（NRC）開發的一個嚴重事故一體化分析程序，用于模擬輕水堆核電廠嚴重事故的進程。MELCOR可計算出所模擬的嚴重事故序列下放射性裂變產物釋放到安全殼氣空間的質量份額，但沒有相應的安全殼劑量率的計算。本文將MELCOR與MCNP結合，研究不同嚴重事故序列下安全殼劑量率的近似計算方法。

1 計算方法

安全殼劑量率計算方法示于圖1。利用ORIGEN2計算堆芯積存量和核素γ源強，為MCNP計算劑量率提供輸入數據。利用MCNP分別計算放射性惰性氣體、堿金屬、鹵素100%釋放到安全殼氣空間所產生的劑量率。利用MELCOR模擬嚴重事故序列，分別計算放射性惰性氣體、堿金屬、鹵素實際釋放到安全殼氣空間中的質量。最后根據擬合公式求解總的安全殼劑量率，并繪制劑量率曲線。

圖1 安全殼劑量率計算方法Fig.1 Calculating method of containment dose rate

1.1 堆芯積存量和核素γ源強

嚴重事故條件下，根據放射性裂變產物行為，將對安全殼內劑量率水平貢獻最大的核素分為3組：惰性氣體、堿金屬和鹵素。堆芯積存量與反應堆的功率水平、燃耗深度及燃耗歷史等有關。采用ORIGEN2［4］計算放射性惰性氣體、堿金屬和鹵素的堆芯積存量，保證計算模型與MELCOR一致，同時用ORIGEN2計算核素的γ源強，為MCNP計算劑量率提供輸入數據。假設利用ORIGEN2計算得到的放射性惰性氣體、堿金屬和鹵素的堆芯積存量分別為M1、M2、M4，主要核素的分組列于表1。

表1 嚴重事故下主要核素分組Table 1 Main radionuclide class compositions

1.2 核素100%釋放到安全殼氣空間所產生的劑量率

假設放射性惰性氣體、堿金屬和鹵素的釋放份額為100%，即進入安全殼氣空間內的放射性惰性氣體、堿金屬和鹵素的質量分別為M1、M2、M4，利用MCNP分別計算放射性惰性氣體、堿金屬和鹵素對安全殼劑量率的貢獻。主要計算過程如下：

1）將ORIGEN2計算得到的堆芯積存量及各組核素的γ源強輸入到MCNP中；

2）利用MCNP模擬安全殼內主要設備及屏蔽墻，建立幾何模型，選擇需要計算劑量率的探測點x的位置。由于設備及墻的屏蔽作用，在安全殼內的不同位置，劑量率水平有較大差別；

3）利用MCNP分別計算放射性惰性氣體、堿金屬和鹵素100%釋放進入安全殼氣空間對x處所產生的劑量率水平，分別記為CRM1（t）、CRM2（t）、CRM4（t），t為事故發生后的停堆時間。

1.3 核素實際釋放到安全殼氣空間中的質量

對于特定核反應堆，建立MELCOR模型的目的是為了獲得不同嚴重事故序列下，放射性裂變產物釋放進入安全殼氣空間的質量。主要計算過程如下：

1）建立MELCOR模型，劃分控制體及流道，并定義相關的控制函數，定義熱構件，在堆芯模塊、堆腔模塊、衰變熱模塊、放射性核素模塊中定義有關的輸入參數；

2）模擬嚴重事故序列，分析事故后果；

3）根據嚴重事故分析結果，分別計算放射性惰性氣體、堿金屬和鹵素實際釋放進入安全殼氣空間中的質量，記為m1（t）、m2（t）、m4（t）。

1.4 根據擬合公式求解總的安全殼劑量率

對于某一核素組，放射性裂變產物的釋放及遷移行為近似，安全殼氣空間中的放射性裂變產物的質量與其所產生的安全殼劑量率水平呈正比關系［5］。對于特定核反應堆，在選定測點下的安全殼劑量率水平由擬合公式（式（1））近似求解。

根據式（1），按照一定的時間間隔，計算x處的劑量率水平，并繪制安全殼劑量率曲線。對于相鄰時間間隔內的安全殼劑量率水平，可通過插值法近似求解。

2 計算實例

按照上述方法，計算了中核核電運行管理有限公司30萬千瓦機組（簡稱30萬千瓦機組）安全殼放射性劑量率。

利用ORIGEN2計算堆芯積存量和核素γ源強，ORIGEN2的輸入參數列于表2。

表2 ORIGEN2輸入參數Table 2 Input parameters of ORIGEN2

利用MCNP模擬安全殼內主要設備及屏蔽墻。主要屏蔽墻包括環廊、主設備間、蒸汽發生器間、主泵間，其幾何模型示于圖2。安全殼內劑量率探測點的位置分別位于安全殼大廳、主設備間及環廊。

利用30萬千瓦機組MELCOR模型［6］計算分析了3種典型的嚴重事故序列：大破口失水事故（LBLOCA，一回路熱管段雙端剪切，且無任何能動的緩解措施）、小破口失水事故（SBLOCA，一回路熱管段破口尺寸6.35cm，且無任何能動的緩解措施）、全廠斷電事故（SBO）。主要事故進程列于表3。

圖2 安全殼幾何模型Fig.2 Geometry model of containment

表3 主要事故進程Table 3 Main accident progress

根據式（1）計算不同時間點的安全殼放射性劑量率，并繪制30萬千瓦機組安全殼放射性劑量率曲線，結果示于圖3。由圖3a、b可看出，對于失水事故，包殼發生破損后，放射性裂變產物開始釋放進入安全殼，隨著釋放量的增加，安全殼劑量率水平也逐漸升高，當堆芯中能夠遷移進入安全殼的裂變產物全部釋放后，隨著核素活度的下降，安全殼劑量率水平也逐漸降低。由圖3c可看出，對于全廠斷電事故，包殼損傷后，放射性裂變產物釋放進入安全殼的份額相對較低，在壓力容器熔穿后，一回路內積存的裂變產物會釋放進入安全殼，使安全殼劑量率水平迅速升高，在到達一個峰值后，由于核素活度的下降，安全殼劑量率水平才開始逐漸降低。

圖3 不同事故序列下安全殼劑量率曲線Fig.3 Containment dose rate curves under different accidents

30萬千瓦機組并無安全殼放射性劑量率的相關數據，本文選取中核核電運行管理有限公司60萬千瓦機組（簡稱60萬千瓦機組）安全殼放射性劑量率曲線［7］進行對比，驗證計算結果的合理性。60萬千瓦機組低壓事故序列（一回路壓力低于11MPa，無安全殼噴淋）安全殼劑量率曲線示于圖4，根據NUREG-1465的建議，預先假設放射性裂變產物釋放進入安全殼的份額，然后利用MCNP計算得到的安全殼大廳和環廊的劑量率曲線［8］。對比圖3a、b與圖4可見，安全殼劑量率曲線的變化趨勢是一致的，對于不同的嚴重事故序列，安全殼劑量率略有差別，主要是由于60萬千瓦機組燃料裝載量約為30萬千瓦機組的1.76倍，另外，MELCOR計算得到的裂變產物釋放份額針對具體的事故序列，而NUREG-1465的建議釋放份額相對更保守，包絡性更強。總的來說，30萬千瓦機組安全殼劑量率曲線是合理的，說明本文提出的計算方法切實可行。

圖4 低壓事故序列下安全殼劑量率曲線Fig.4 Containment dose rate curve under low pressure accident sequence

3 小結

本文在利用MELCOR程序進行嚴重事故分析的基礎上，結合MCNP程序，提出了一種求解不同嚴重事故序列下安全殼劑量率的近似計算方法，可用于嚴重事故管理及應急響應等相關研究。對中核核電運行管理有限公司30萬千瓦機組的安全殼劑量率進行計算，結果表明此方法切實可行。

［1］ 史曉磊，刁均輝，魏嚴凇.秦山核電有限公司嚴重事故管理導則——設備可用性分析報告［R］.北京：中國原子能科學研究院，2013.

［2］ BRIESMEISTER J F.MCNPTM：A general Monte Carlo N-particle transport code，Version 4BManual，LA-12625-M［R］.USA：LANL，1997.

［3］ GAUNTT R O.MELCOR computer code manual，Volume 2：Reference manual，Version 1.8.5［R］.USA：Sandia National Laboratories，2000.

［4］ CROFF A G.A user’s manual for the ORIGEN2 code，ORNL／TM-7175［R］.USA：Oak Ridge National Laboratory，1980.

［5］ GAUNTT R O.Radio nuclide（RN）package reference manual，NUREG／CR-6199［R］.USA：Sandia National Laboratories，2000.

［6］ 張應超，季松濤.MELCOR 300MWe核電廠計算模型說明［R］.北京：中國原子能科學研究院，1996.

［7］ 楊勇，張強.核電秦山聯營有限公司事故情況下安全殼內輻射探測器劑量曲線［R］.北京：中國原子能科學研究院，2010.

［8］ SOFFER L，BURSON S B.Accident source terms for light-water nuclear power plants［R］.USA：Nuclear Regulatory Commission，1995.

Calculating Method of Containment Dose Rate Based on MELCOR and MCNP Codes

SHI Xiao-lei，XU Qian，WEI Yan-song，JI Song-tao
（China Institute of Atomic Energy，P.O.Box275-64，Beijing102413，China）

It is important to evaluate the containment dose rate under severe accident conditions for some aspects of a nuclear power plant，such as severe accident management and emergency response.In this work，the MELCOR code was used to simulate the sequence of severe accidents，calculate masses of radioactive fission products released to containment.The ORIGEN2code was used to calculate theγsource intensity.The MCNP code was used to calculate the containment dose rate when each group of radioactive fission products was all released to containment.The containment dose rate was finally calculated by a fitting formula.This method was used in the 300MW units of CNNP Nuclear Power Operations Management Co.Ltd and was proved to be available.

MELCOR；ORIGEN2；MCNP；containment dose rate

TL364.4

：A

：1000-6931（2015）01-0111-04

10.7538／yzk.2015.49.01.0111

2013-10-21；

2014-05-21

史曉磊（1985—），男，山東青島人，研究實習員，碩士，核能科學與工程專業