90Sr同位素電池放射源的設計模擬與輻射優化

楊立群,賈楠楠,周 劍,李葉凡,唐 軍

(中核四○四有限公司,蘭州 732850)

90Sr同位素溫差熱電池是利用90Sr衰變熱,將輻射能轉化為電能的同位素電池[1]。電池的放射性熱源來自于高放廢液的提取,這種清潔能源技術有效利用了核廢料的能源潛力,將放射性廢液中衰變能轉化為電能,并在極地、深海等無法傳輸傳統能源的場合,提供可靠的電力保障。

為了設計和研發可實用的90Sr同位素電池,本研究根據高放廢液的測量數據,使用模擬料設計并壓制了鈦酸鍶熱源芯塊,并使用MCNP軟件對放射源的軔致輻射進行相關模擬,提出減少放射源軔致輻射的方法,為提高同位素電池的使用壽命,優化電源結構提供參考。

1 放射源的設計

90Sr與其衰變子體90Y均為純β衰變源[2]。90Sr和90Y的衰變參數列于表1,90Y的半衰期比90Sr短,在90Sr衰變的第25 d,90Y的產出與消耗達到平衡,原子百分比為90Sr的0.025%,放射性活度與90Sr相同,該狀態被稱為90Sr-90Y平衡。90Y衰變的能量較高,因此在設計制備放射源時,需要提前設計模擬鈦酸鍶芯塊的組分,根據工藝對芯塊與熱源包殼進行輻射評估與優化。

表1 90Sr和90Y的衰變參數Table 1 Decay parameters of 90Sr and 90Y

1.1 鈦酸鍶粉末

核設施運行期間產生的高放廢液經過TODGA萃取提鍶處理后,可以獲得含有大量90Sr同位素的硝酸鍶料液[3]。硝酸鍶料液的陽離子中含有鈣、鋇、鎂、鐵、鉛等雜質和鋯、釔等衰變產物[4]。該料液經過沉淀、過濾、干燥、粉碎、煅燒轉化與二次粉碎,可以獲得90SrTiO3粉末。在制備粉末時,應盡可能除去非放射性陽離子,提高90Sr的豐度,增加源項的比發熱率。在工藝上,一般要求非放射性沾污低于總陽離子質量的25%。同時,90Sr需要高度純化,含量大于總陽離子質量的36%。

高放廢液核素種類多、放射性強,需要在制備放射性鈦酸鍶粉末前,對粉末的成分進行預估[5]。表2為預估的鈦酸鍶粉末主要成分與質量分數,其中90Sr的原子質量占所有Sr離子的60.62%。

表2 90SrTiO3粉末成分Table 2 The composition of 90SrTiO3 powder

根據預估成分,調制的粉末狀非放射性88SrTiO3模擬物料示于圖1。粉末物料的壓片模具為內徑2.0 cm的圓柱模,經大于200 MPa壓縮強度的壓片工藝后,可以獲得密度為3.6 g/cm3鈦酸鍶生胚。

圖1 調制的88SrTiO3粉末與壓制的生胚Fig.1 Modulated 88SrTiO3 powder and pressed embryo

1.2 陶瓷芯塊

放射源的設計熱功率為3.34 W。根據90SrTiO3粉末的性質與生胚的測量參數,可以算出90SrTiO3芯塊的參數(表3)。

表3 90SrTiO3芯塊的參數Table 3 Parameters of the 90SrTiO3 pellet

如圖2所示,88SrTiO3生胚采用熱制法,燒制溫度在1 450 ℃以下,即可獲得陶瓷芯塊[6]。在成型時,受壓片壓力與燒制溫度的影響,芯塊的實際密度會稍有波動。

a——設計芯塊;b——熱制芯塊圖2 設計的90SrTiO3芯塊與熱制的88SrTiO3芯塊Fig.2 Designed 90SrTiO3 pellet and heated 88SrTiO3 pellet

1.3 熱源包殼

為了隔絕放射源與外界接觸,芯塊需要封裝在一個堅固的包殼內[7]。熱源盒的設計圖與加工的樣品示于圖3。根據熱仿真模擬,熱源盒采用雙層包殼設計。熱源盒內層包殼外徑21.8 mm,總高度16.9 mm,側壁、底面厚0.6 mm,端蓋厚1 mm,采用316不銹鋼制造,耐酸堿、高溫與鈦酸鍶腐蝕。外層包殼外徑25.1 mm,總高度20.8 mm,側壁、底面厚度1.5 mm,端蓋厚1.8 mm,采用Inconel 625合金制造,耐高溫、氧化與海水腐蝕。芯塊、內包殼、外包殼間的間隙填充氦氣。

a——設計圖;b——樣品圖3 熱源包殼的設計與樣品Fig.3 Design and sample of fuel cladding

2 軔致輻射模擬

90Sr-90Y產生的高能β射線接近原子核時,受庫倫場的影響,電子速度減緩,運動發生偏轉,一部分能量被轉換為次生X射線,這種現象被稱為軔致輻射[8]。在制造放射源時,要綜合考慮β與X射線對生產工藝的影響,減輕軔致輻射對人員和設備的損傷。

2.1 放射性芯塊

根據90SrTiO3粉末的預估成分,建立放射性芯塊的MCNP計算模型,用于模擬電子在陶瓷芯塊內的輸運與軔致輻射[9]。結果顯示,90Sr-90Y產生的電子經芯塊材料的慢化,在芯塊表面產生了平均注量率為1.21×1011cm-2·s-1的光子與3.97×1011cm-2·s-1的電子。

芯塊表面的粒子注量分布示于圖4,其中電子主要在0～2 MeV能量區間內,光子主要在0～0.7 MeV范圍內。芯塊表面的自由空氣比釋動能率為455.37 Gy/h,放射性強。為了減少工藝人員的受照劑量,芯塊的熱制工藝必須在屏蔽手套箱內完成。

圖4 芯塊表面的粒子注量分布Fig.4 Particle flux distribution over the surface of pellet

2.2 熱源盒表面

小功率同位素電池的熱電轉換器件會貼在熱源盒上表面,受到芯塊輻照。為了選擇合適的耐輻照熱電器件,需要對熱源盒表面的粒子與劑量分布情況進行分析。

人類社會在不同歷史時期的社會結構不同，從而形成了不同的治理模式。所謂治理，不同學術領域的人士從不同角度做過闡述。筆者在討論中借鑒全球治理委員會給出的定義：“治理是各種公共或私人的個人和機構管理其共同事物的諸多方面的總和”[1]。人類社會目前正向全球化、后工業化時代邁進。“全球化進程加速，使復雜性和不確定性因素迅速增長、社會風險急劇增加，要求建立一個具有開放性、包容性、靈活性、負責任的多元主體治理結構”[2]。在這種大環境中，了解社會治理研究進展，對人們正確認識國情，共同維護穩定至關重要。出于上述考慮，筆者做了一次調查。

使用圖5所示的熱源盒MCNP評估模型,獲得了熱源盒表面光子和電子的注量分布能譜(圖6)。由圖6可以看出,放射源輻射出的電子大部分被芯塊與包殼慢化,最終逃逸到熱源盒表面的極少,平均注量率僅為8.07×107cm-2·s-1。光子的平均注量率為3.45×1010cm-2·s-1,多分布在0.1～0.6 MeV能量區間。熱源盒表面平均的自由空氣比釋動能率為152.78 Gy/h,上表面的為131.26 Gy/h,輻照劑量強,需要提高熱電材料的抗輻照性能。

圖5 熱源盒的示意圖Fig.5 Schematic diagram of fuel cladding

圖6 熱源盒表面的粒子注量分布Fig.6 Particle flux distribution over the surface of fuel cladding

3 放射源的輻射優化

β射線的屏蔽一般采用雙層結構,先用低原子量與密度的材料阻擋電子,再用高原子量和密度的材料阻擋次級光子[10]。熱電器件的輻照主要來自于軔致輻射產生的光子。為了減少90Sr-90Y源對熱電器件的輻照,根據軔致輻射的原理,可以用庫倫場弱的低原子量材料來屏蔽優化放射源。可行的低原子量固體材料有石墨、鋁和氮化硼。

3.1 芯塊包裹方法

為了吸收鈦酸鍶芯塊產生的β射線,降低軔致輻射,可以在放射源與高原子序數材料間增加低原子序數的阻擋材料。三種材料中,鋁的可塑性最好,壓制的鋁箔可以直接作為低原子量屏蔽層包裹芯塊。

如圖7所示,模擬在鈦酸鍶芯塊外均勻包裹一層0.3 mm厚的鋁箔。由于內部空間增加,熱源盒內外層包殼的直徑與高度參數也同時增加0.6 mm,其他間隙參數不變。

圖7 鋁箔包裹芯塊的屏蔽計算模型Fig.7 A shielding calculation model for aluminum foil wrapped core blocks

用MCNP軟件對熱源盒的表面進行輻照評估。結果顯示,包殼表面的平均自由空氣比釋動能率為141.6 Gy/h,比原來減少了7%;熱源盒上表面自由空氣比釋動能率為120.67 Gy/h,比原來減少了8%。該優化方法模擬可行,但在熱室或手套箱的實際操作中,給放射性芯塊包裹貼合的鋁箔很難實現。并且鋁的還原性較強,跟鈦酸鍶的相容性差,如果大面積接觸,在長期的高溫環境下,有與鈦酸鍶反應的風險。在沒有經過熱源驗證的情況下,該方法的可行性較低。

采用相同的原理,也可以在熱源盒內層包殼的內壁上噴涂或鍍上一定厚度的氮化硼或石墨,用于降低熱源的軔致輻射。但該加工工藝成本較高,在小尺寸熱源盒的內壁空間內操作的難度也較大。

3.2 芯塊配料的優化

在鈦酸鍶芯塊中增加低原子序數材料,理論上能夠減少軔致輻射[11]。在熱制法壓片工藝的高溫環境下,石墨與鋁的粉末化學性質活潑,會影響芯塊燒制;氮化硼的性質穩定且導熱率高,可以作為芯塊壓制的潤滑劑,工藝可行。

模擬在鈦酸鍶粉末配料中增加了原粉末質量十分之一的氮化硼粉末。假設壓片模具與熱制環境不變,芯塊熱制后的密度也不變。增添氮化硼后芯塊的物理參數列于表4,此時芯塊的尺寸與3.1節中芯塊包裹鋁箔后的尺寸相同。熱源盒的尺寸也與3.1節中相同。

表4 摻雜氮化硼的芯塊參數Table 4 Pellet parameters doped with boron nitride

為了評估增添氮化硼粉末后芯塊的自屏蔽效果,用MCNP軟件對熱源盒的表面進行輻照評估。結果顯示,包殼表面的平均自由空氣比釋動能率為134.0 Gy/h,比原來減少了12%;熱源盒上表面自由空氣比釋動能率為112.62 Gy/h,比原來減少了14%。該方法的屏蔽效果比3.1節的方法更明顯,且操作更為簡單。根據后續實驗發現,增添氮化硼后,芯塊的熱阻有著明顯的降低,這對提高電池的熱電轉化性能有著積極作用。

3.3 增加墊片的方法

在設計熱源包殼時,芯塊與內層包殼端蓋間預留了0.5 mm的間隙裕量。在該間隙中填充低原子序數材料薄片作為減震墊片,理論上能夠減少熱源盒上表面的光子通量。為了驗證該方法的可行性,如圖8所示,分別在間隙中填充0.3 mm厚的鋁箔、石墨片和立方氮化硼膜,并使用MCNP模擬熱源盒上表面的自由空氣比釋動能率。

圖8 熱源盒屏蔽計算模型Fig.8 The shielding calculation model of fuel cladding

填充不同材料后熱源盒表面的空氣比釋動能率模擬結果列于表5。由表5數據可以看出,三種材料的薄片都可以減少熱源盒上表面的輻射劑量。其中鋁的效果最好但還原性較強,石墨操作性差易破損,因此使用氮化硼膜更為可行。屏蔽模擬結果受限于間隙寬度,效果有限。因此需要更改熱源盒的設計,增大芯塊與內層包殼端蓋的間隙,來增加屏蔽墊片的厚度。

表5 填充不同材料后熱源盒表面的空氣比釋動能率Table 5 The air kerma free-in-air rate on the surface of the fuel cladding after filling different materials

在熱源包殼直徑、寬度與間隙厚度不變的情況下,氮化硼墊片的厚度從0.3 mm逐漸增加至1.5 mm,熱源盒的高度也隨墊片厚度相應增加。MCNP模擬的外層包殼上表面自由空氣比釋動能率隨墊片厚度的變化曲線示于圖9。由圖9結果可以看出,隨著墊片厚度的增加,包殼上表面的軔致輻射越少。模擬結果證明,該熱源盒的優化方案能夠有效減少熱源盒頂部溫差熱電材料的受照劑量。

圖9 自由空氣比釋動能率隨墊片厚度增加的變化曲線Fig.9 The variation curve of air kerma free-in-air with increasing gasket thickness

4 結論

1) 本研究對90Sr同位素電池使用的鈦酸鍶放射源進行了成分分析,并根據計算數據設計了鈦酸鍶陶瓷芯塊與熱源包殼。

2) 為了輔助生產工藝,在構建完成同位素電池的放射源模型后,使用MCNP軟件對放射源芯塊與熱源盒進行了評估,得到熱源盒上表面的自由空氣比釋動能率為131.26 Gy/h。

3) MCNP模擬結果證明,使用鋁箔包裹芯塊、優化芯塊配料和增加氮化硼墊片的方法都能有效的減少放射源對熱電轉換器件的輻照。這三種方法的原理是使用低原子序數材料吸收β射線,減少軔致輻射。這些輻射優化方法對減少溫差熱電器件的能量沉積、提高電池使用壽命、降低屏蔽厚度有積極意義。

4) 三種輻射優化方法都會改變熱源盒設計尺寸,改變電池的體積與質量,且包裹鋁箔的方法工程可行性較差。因此在制定同位素電池的整體設計方案時,要綜合考慮生產成本、屏蔽效果、制造工藝和器件壽命等因素,選擇最合適的優化方案。