乏燃料操作大廳的劑量場隨屏蔽水位的變化研究

楊臘臘，劉省勇，楊 煦，高擁軍，陳秋煬，張文利

(1.蘇州熱工研究院有限公司，江蘇 蘇州 215004； 2.大亞灣核電運營管理有限責任公司，廣東 深圳 518124)

壓水堆核電廠乏燃料水池(以下簡稱“乏池”)貯存有大量的乏燃料組件，具有較強的放射性。正常狀況下乏燃料組件上方由滿足設計要求的水層覆蓋，可以確保正常運行和換料期間乏燃料操作大廳的劑量率滿足電廠的輻射分區要求，從而確?，F場工作人員的安全。但在乏池完全喪失冷卻能力和補水的事故工況下，乏池水位將不斷降低，乏燃料操作大廳的劑量場也隨之增強，當水位降低到某一臨界值時，乏燃料操作大廳的劑量率存在超出輻射分區限值要求的風險，從而威脅到現場工作人員的安全。

福島核事故后，國家核安全局發布的《福島核事故后核電廠改進行動通用技術要求》[1]對各個在建和運行壓水堆核電廠乏池關鍵水位的監測提出了新要求，其中包括滿足輻射屏蔽需要的水位。因此，有必要開展事故工況下，乏燃料操作大廳內劑量場隨乏池水位變化的研究，并確定乏燃料操作大廳劑量率滿足電廠輻射分區限值要求所需的最低屏蔽水位，從而為乏池水位監測儀表設置表征乏燃料操作大廳劑量率超限的臨界報警水位提供依據。

本文以一典型壓水堆核電廠的乏燃料水池為研究對象，采用QAD-CGGP程序計算并分析了乏燃料操作大廳內的劑量場分布情況、乏池上方劑量率峰值隨屏蔽水層厚度的變化關系以及滿足電廠輻射分區要求所需的最低屏蔽水位。本文計算的是γ劑量率，基于工程經驗可忽略中子的影響。

1 建立模型

1.1 乏燃料組件結構

本文研究的核電廠乏燃料水池屏蔽設計計算采用18個月換料模式下4.45%富集度的17×17 AFA3G型乏燃料組件源項。圖1為單個燃料組件的示意圖，如圖所示組件沿著高度方向分為上端部、活性段和下端部三個部分。其中，上端部的體積為21.4 cm×21.4 cm×35 cm，主要金屬結構包括上管座和彈簧裝置，材料構成包括鋯合金、Inconel-718和AISI，除金屬結構外，上端部其它間隙均充滿水；活性段體積為21.4 cm×21.4 cm×366 cm，除了264根外徑為9.5 mm的燃料棒外，其它空隙均充滿水，活性段的成分為二氧化鈾、鋯合金、Inconel-718和水；下端部體積為21.4 cm×21.4 cm×9.4 cm，包括下端塞和下管座等，其結構材料主要是鋯合金、AISI和水。

圖1 燃料組件示意圖Fig.1 Diagram of fuel assembly

1.2 乏燃料水池組件布置方案

乏燃料組件位于乏池中的貯存格架內，格架布置如圖2所示。乏燃料組件分兩個區域存放，I區格架相對稀疏，相鄰的兩個乏燃料組件的中心距離為280 mm，用于貯存新燃料組件以及未達到規定燃耗的乏燃料組件。II區格架相對密集，相鄰的兩個乏燃料組件的中心距離為240 mm，用于貯存達到指定燃耗的乏燃料組件。I區存放了3臺5×6乏燃料貯存格架和8臺6×6乏燃料貯存格架，I區共計378個貯存單元。II區存放了4臺6×9高密乏燃料貯存格架、1臺6×12高密乏燃料貯存格架和6臺10×9高密乏燃料貯存格架，II區共計828個貯存單元。

圖2 乏燃料貯存格架布置(俯視圖)Fig.2 Spent fuel storage rack layout (top view)

1.3 計算模型

基于QAD-CGGP程序的建模原理，并結合乏池和組件結構、組件在乏池中的布置方案以及不同區域的材料差異，本文建立的計算模型如圖3所示。模型中包含組件區、屏蔽水體、轉運井閘門、轉運井空腔、裝載井閘門、裝載井空腔、混凝土墻和乏燃料水池周圍的空氣區域等。

針對組件區域，在XY平面上將I區組件細分為I1區、I2區和I3區，將II區組件細分為II1區、II2區和II3區。同時，基于燃料組件的結構，上述每個組件區域沿高度Z方向上又分別細分為上端部、活性段和下端部3個子區域，詳見圖3(b)。

圖3 計算模型Fig.3 Computation model

1.4 輸入參數

1.4.1乏燃料組件源項

計算采用電廠18個月換料模式下，4.45%富集度的乏燃料組件冷卻4天(快速卸料的最短時間)的γ源項數據。乏池I區和II區用于貯存不同燃耗深度的乏燃料組件，其γ源項分別列于表1和表2。

表1 I區單個乏燃料組件γ源項(冷卻4天后)Tab.1 Gamma source item for a single spent fuelassembly in region I (after cooling 4 Days)

表2 II區單個乏燃料組件γ源項(冷卻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

模型中假設每個區域僅采用一種假定材料均勻填充，假定材料中每種元素的密度按照均勻化的方法計算，即：

ρ=m/V

(1)

式中，ρ為某種元素在指定區域的元素密度，g/cm3；m為指定區域內對應元素的總質量， g；V為指定區域的總體積，cm3。

乏池水面下方空隙部分(不包括組件區域外)由水填充，乏池四周和底部的墻體由混凝土組成，轉運井閘門和裝載井閘門為8 mm的不銹鋼板，乏池水面上方、乏池側墻周圍及裝載井空腔、轉運井空腔及轉運通道均由空氣填充。水、混凝土、不銹鋼的元素密度列于表3。

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

組件區域定義了12種假定的材料，分別命名為：組件I1、I2和I3區的上端部、活性段和下端部；組件II區的上端部、活性段和下端部(II1、II2和II3的材料近似)。表4給出了乏燃料組件各個區域的元素密度。

表4 乏燃料組件區域的元素密度(g/cm3)Tab.4 Element density in spent fuel assembly regions (g/cm3)

1.4.3γ射線注量率-劑量率轉換因子

γ射線注量率-劑量率轉換因子參考《用于光子外照射放射防護的劑量轉換系數》(GBZ/T 144—2002)[2]選取。計算中使用的8能群γ射線注量率-劑量率轉換因子如圖4所示。

圖4 γ射線注量率-劑量率轉換因子Fig.4 Conversion coefficient fromphoton flux to dose rate

1.4.4劑量點選取

參考核電廠乏燃料廠房屏蔽設計中乏池水面上方劑量點的選取原則并結合乏燃料組件在乏池中的布置特點，本文模型中保守選取距離乏池滿水水面上方5 cm平面上的64個點作為劑量點進行計算分析，劑量點的分布如圖3(a)所示。通過將劑量點的數量由64個點逐漸加密為187個點的計算分析表明，上述64個劑量點中的最大劑量率能夠包絡乏池水面上方的劑量率峰值點。

如圖3(a)所示，XY平面上沿乏燃料水池X軸方向選取8組間隔點，它們分別為位于I3區中軸線、II2區中軸線和II3區中軸線以及上述3組特征間隔點之間的5組間隔點；沿著乏燃料水池Y軸方向選取了8組間隔點，它們分別位于II1區起始點、I1區中軸線、I3區中軸線、偏離I3區中軸線60 cm、120 cm、180 cm、240 cm的軸線上以及II3區終點處，上述劑量點覆蓋了乏燃料組件相對密集區域上方具有代表性的劑量點。此外，因人員操作平臺正對于轉運井閘門，非換料期間轉運井閘門處僅由8 mm的鋼板提供屏蔽，操作平臺處的劑量率可能高于乏池水面正上方峰值點的劑量率。因此，模型中還選取了位于轉運通道邊緣且正對轉運井閘門+21 m標高處的劑量點(位于操作平臺地面上方1 m)進行計算分析，保守考慮模型中忽略平臺附近一些遮擋物的屏蔽作用。

2 計算結果與分析

2.1 乏燃料操作大廳劑量場隨水位的變化

核電廠乏燃料操作大廳設計為綠區，綠區的劑量率上限為25 μSv/h[3]。本文基于綠區的劑量率上限值，采用逼近的方法計算了10種不同水位工況下(具體見表5)，乏燃料操作大廳的劑量場的分布情況，并分析了其隨水位的變化規律，從而確定了乏燃料操作大廳內滿足分區要求所需的最低屏蔽水位。

表5 不同屏蔽水層厚度下乏池上方劑量率峰值和操作平臺處的劑量率Tab.5 Peak dose rate above spent fuel pool anddose rate of operating platform underdifferent water thickness

圖5給出了乏池水位從+19.50 m(滿水水位)降到+15.72 m(劑量率首次超限的水位)的6種水位工況下乏池上方劑量場的分布情況。由圖5可知，事故工況下隨著乏池水位的降低，乏池水面上方的劑量率逐漸升高，但乏池上方劑量場的分布規律基本一致，且劑量率的峰值點均位于II3區6臺10×9高密格架的正上方的劑量點處，主要由于該區域內乏燃料組件布置的密度相對較大。乏池水面上方劑量峰值點的劑量率與操作平臺處劑量點的劑量率的計算結果列于表5。由表5可知，當乏池水位降低到+15.72 m標高時，乏池上方的劑量率峰值達28 μSv/h，超出綠區的劑量率上限值(25 μSv/h)12%，當乏池水位為+15.77 m時，乏池上方的劑量率峰值為22.4 μSv/h，略低于綠區劑量率上限值，且當乏池水位高于+15.77 m時，操作平臺處劑量點的劑量率均滿足綠區的要求?；谏鲜鲇嬎憬Y果，保守選取+15.77 m標高的水位為確保乏燃料操作大廳內劑量率不超過綠區劑量率上限值的最低屏蔽水位。

圖5 不同水位工況下乏池上方劑量率分布Fig.5 Dose rate distribution above spent fuel pool under different water levels conditions

按照《壓水堆核電廠輻射屏蔽設計準則》NB/T 20194—2012[4]相關要求，上述劑量率均在QAD-CGGP程序計算值的基礎上考慮了2倍的安全系數。

2.2 操作平臺處劑量率隨水層厚度的變化分析

由表5可知，當3.786 m≤TW(水層厚度)≤7.736 m時，操作平臺處的劑量率隨水層厚度的變化不明顯，這是由于轉運井空腔及轉運通道均由空氣填充，當TW≥3.786 m(+15.55 m水位以上)時，越靠近操作平臺劑量點處的乏燃料組件至操作平臺劑量點的路徑中穿過水的部分隨乏池水位的變化程度越小。如圖3(b)所示，當TW≥3.786 m(+15.55 m水位以上)時，路徑1中穿過水的部分是不變，當水位達到一定高度時路徑2和路徑3中穿過水的部分才會逐漸有所變化。

2.3 乏池上方劑量率峰值隨水層厚度的變化分析

乏池上方劑量率峰值D隨屏蔽水層厚度TW的變化滿足以下擬合公式：

lnD= -4.3317TW+20.5540，

R2=0.998 98

(2)

當3.436 m≤TW≤4.736 m時，擬合值和QAD-CGGP程序的計算值的偏差小于13.8%?；谏鲜龇治觯谑褂贸绦蜷_展劑量率的精細計算之前，可先利用上述擬合公式快速確定最低屏蔽水位的大致范圍，從而可以有效降低搜索乏池上方劑量率超限的臨界報警水位的計算量。

3 結論

本文的主要分析結論如下：

(1)乏池上方的劑量率隨乏池水位的降低逐漸升高，但乏燃料水池上方劑量場的分布規律基本一致，且劑量率峰值均位于組件區II3區6臺10×9高密格架正上方的劑量點。

(2)確保乏燃料操作大廳內的劑量率滿足綠區劑量率限值要求所需的最低屏蔽水位為+15.77 m，該值可為事故工況下乏池水位測量儀表設置表征劑量率超限的臨界報警水位提供依據。

(3)當3.786 m≤TW≤7.736 m時，操作平臺處的劑量率隨水層厚度的變化不明顯。

(4)當3.436 m≤TW≤4.736 m時，乏池上方劑量率峰值D的自然對數與屏蔽水層厚度TW呈近似線性關系，利用擬合公式可以快速確定最低屏蔽水位的大致范圍，可有效提高計算效率。