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压水堆核电厂乏燃料水池侧墙外剂量率影响因素的敏感性分析

2025-01-03 31 上传者：管理员

摘要：目前，CPR1000压水堆核电厂的乏池在靠近侧墙处存放刚出堆的4.45%富集度燃料组件，可能存在乏池侧墙外剂量率超出电厂分区限值要求的问题。为了给电厂辐射防护工作提供有效的指导，同时提高乏池的利用率，有必要开展乏池侧墙外剂量率影响因素的敏感性分析工作。使用点核积分程序QAD-CGGP可以计算并分析乏燃料组件的冷却时间、剂量点与放射源之间的距离、乏池侧墙处第一排组件与池壁的水隙厚度等因素对乏池侧墙外剂量率的影响。计算中主要采用了典型CPR1000机组4.45%富集度的乏燃料组件源项、乏池结构和各类材料的屏蔽特性。计算结果表明，空出最靠近乏池侧墙的前四排组件，或在乏池侧墙附近贮存冷却时间较长（远大于当前冷却4天）的乏燃料组件等方案可以使乏池侧墙外剂量率满足分区要求。在保证乏池侧墙外剂量率不超限的前提下，该计算结果可为核电厂选取最优的乏燃料贮存方案提供指导。

关键词：
QAD-CGGP程序
乏燃料水池
剂量率
压水堆核电厂
核安全
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压水堆核电厂的辐射屏蔽设计是保证核安全、避免发生大范围放射性泄漏事故的先决条件。压水堆核电厂的乏燃料厂房由于贮存大量高放射性的乏燃料组件，因此对其辐照剂量的研究是核电厂的辐射防护工作中尤为重要的一环。核电厂的最终安全分析报告中对乏燃料厂房的辐射分区有明确的规定，然而在当前乏燃料水池设计情况下，水池侧墙外特定位置存在剂量率超限的问题。为探索该问题的解决方案，需要开展乏燃料水池侧墙外剂量率关于不同工况的敏感性分析，为优化乏燃料贮存方式提供指导。

张普忠等[1]采用ORIGEN-ARP程序计算分析了压水堆核电厂乏燃料组件源项。李高峰[2]通过蒙特卡罗方法对事故工况下乏燃料水池的剂量率分布情况和临界安全问题进行了研究。王耀东等[3]从纵深防御的角度出发，提出了适用于CPR1000机组乏燃料水池的水位监测和补水手段的改进方案。类似的，沈佳宇[4]对乏燃料水池的原补水方案进行了分析，并对国内某核电厂乏燃料水池的补水措施进行改进研究。范坤良等[5]分析了乏燃料水池多样性补水方案在核电厂事故管理中的应用。杨腊腊等[6]分析了乏燃料操作大厅内乏燃料水池上方的剂量场分布随乏燃料水池水位的变化规律。目前对正常工况下乏燃料水池侧墙外剂量率的研究计算工作还比较少。

本文以贮存AFA3G燃料组件的乏燃料水池为研究对象，使用点核积分程序QAD-CGGP对水池侧墙外的剂量率关于多种不同工况进行敏感性分析，并提供最适合核电厂采用的解决水池侧墙外特定位置的剂量率超限问题的可行方案。

1、模型建立

1.1乏燃料组件

本文计算使用的乏燃料组件是典型的CPR1000机组在18个月换料模式下4.45%富集度的17×17AFA3G型乏燃料组件。乏燃料组件在高度方向上可以分为三个区域：上端部区域、活性段区域和下端部区域。对于单个乏燃料组件，其上端部区域的体积为16028.6 cm3，其金属材料包括Inconel-718、锆合金和AISI，除金属材料外其余部分为乏燃料水池中的水。活性段区域的体积为0.1676 m3，主要为Inconel-718、锆合金和二氧化铀组成的燃料棒，棒与棒之间的空隙由水填充。下端部区域的体积为4304.8 cm3，主要材料为AISI、锆合金和水。

1.2乏燃料水池

本文建立的乏燃料水池模型来源于参考电厂乏燃料水池的实际布置方案。共有两个区域（Ⅰ区和Ⅱ区）用于存放乏燃料组件，其中Ⅱ区存放的相邻两个乏燃料组件之间的距离比Ⅰ区更小，且Ⅱ区的乏燃料组件的燃耗比Ⅰ区更深。图1展示了一个典型的CPR1000机组的乏燃料水池中乏燃料组件的布置方案。

1.3计算几何模型

典型的CPR1000机组的乏燃料水池主体由混凝土墙壁构成，乏燃料组件放置在池底，上方通过屏蔽水层形成辐射屏障，此外还设置了在换料期间用于传输乏燃料组件的转运通道和装载通道。对于乏燃料组件所在的区域，为便于几何模型与γ源项对应起来，根据乏燃料组件的布置方案在水平方向上划分为六个矩形区域进行建模，而每个矩形区域的模型在竖直方向再次划分为上端部区域、活性段区域和下端部区域。计算采用的乏燃料水池的几何模型以及上述各个区域在该模型中的位置如图2所示。

图1 典型的CPR1000机组的乏燃料水池中乏燃料组件的布置方案

1.4剂量点选取和辐射分区要求

在本文研究的特定工况下，乏燃料水池侧墙外特定位置存在剂量率超过辐射分区限值的情况，本文选取比较具有代表性的剂量率超限点A点进行剂量率计算。A点位于乏燃料水池I1组件区的混凝土墙壁外侧，距离混凝土墙壁30 cm，与I1区乏燃料组件的活性段的中点处于同一高度的位置。A点位置如图3所示。

按照辐射分区的规定，A点的分区要求是白区，即剂量率小于7.5μSv·h-1。根据国标NB/T 20194—2012规定，辐射屏蔽设计“剂量率的计算应在参数和源的选取上考虑适当的保守性，剂量率计算值宜小于该区场剂量率上限目标值的50%”[7]。因此，本文中所有剂量率的计算结果都是将QAD-CGGP程序计算得到的剂量率乘以两倍安全系数后再和分区限值进行对比，以判断是否满足分区要求。

图2 计算模型

图3 乏燃料水池侧墙外剂量点（A点）位置

2、确定输入参数

2.1乏燃料组件γ源项

本文中选取典型的CPR1000机组17×17AFA3G型乏燃料组件（18个月换料）的γ源项数据，首先考虑冷却4天的乏燃料组件，该时间为快速卸料的最短时间。由于乏燃料组件的放射性会随着冷却时间的增加而减弱，因此在研究不同计算工况时，还考虑了冷却时间为1年的乏燃料组件。表1-表4分别给出了冷却4天和冷却1年的乏燃料组件γ源项数据。

表1 Ⅰ区γ源项（单个乏燃料组件，冷却4天，单位：γ·cm-3.s-1)

表2 Ⅱ区γ源项（单个乏燃料组件，冷却4天，单位：γ·cm-3.s-1)

表3 Ⅰ区γ源项（单个乏燃料组件，冷却1年，单位：γ·cm-3.s-1)

表4 Ⅱ区γ源项（单个乏燃料组件，冷却1年，单位：γ·cm-3·s-1)

2.2屏蔽材料成分

本文采用材料成分均匀化的方法，考虑模型中每个区域仅用一种材料均匀填充。假定某区域内共含有n种元素，第i(i≤n）种元素的总质量为mi，该区域的总体积为V，则该区域的材料定义为由n种元素组成的纯净物，其中第i(i≤n）种元素的元素密度为ρi=mi·V-1。

通过材料成分均匀化的方法，可以定义出混凝土墙壁、屏蔽水层、不锈钢闸门和乏燃料水池外的空气这几项主要的屏蔽材料的成分。其中乏燃料水池四周和底部的墙体材料为混凝土，乏燃料水池内除去乏燃料组件区的其余位置均由水填充。出于保守性，不考虑格架的屏蔽效果。此外，转运通道和装载通道配备有8 mm厚的不锈钢闸门，其余部分以及乏燃料水池外均为空气。表5给出了上述四种屏蔽材料的主要元素密度。

表5 四种屏蔽材料的主要元素密度

2.3 γ射线注量率-剂量率转换因子

本文使用的转换因子源自《用于光子外照射放射防护的剂量转换系数》（GBZ/T 144—2002)[8]。表6给出了计算选取的8能群的γ射线注量率-剂量率转换因子。

表6 γ射线注量率-剂量率转换因子

3、计算结果与分析

3.1计算工况

采用上述模型和输入参数计算A点的剂量率，当考虑乏燃料水池内装载的所有乏燃料组件均为冷却4天的乏燃料组件时，A点剂量率的计算结果达到了461μSv/h，大大超过白区的限值（7.5μSv/h）。计算结果表明：在这种保守的计算工况下，A点的剂量率超过了相应的辐射分区的要求。

为满足辐射分区要求，本文分析以下三个因素对A点剂量率的影响，从而为优化参考电站的乏燃料组件布置方案提供参考。

(1）放射性源项。乏燃料组件的冷却时间越长，其γ衰变的活度越低，在其他条件相同的情况下，乏燃料组件在A点产生的剂量率越低。

(2）剂量点到放射源的距离。剂量率随着剂量点到放射源距离的增加而衰减，越远离乏燃料水池组件区的位置剂量率越小。

(3）屏蔽材料。对于乏燃料水池而言，水是一种主要的屏蔽材料，屏蔽水层的厚度直接影响乏燃料水池周围的剂量率。增大乏燃料组件与乏燃料水池侧墙之间的屏蔽体水隙的厚度将有助于减小A点剂量率。

3.2乏燃料水池侧墙外的剂量率敏感性计算

3.2.1乏燃料组件冷却时间对剂量率的影响

本节考虑将组件I1区的60个乏燃料组件替换为冷却1年的乏燃料组件，而其余组件区仍然贮存冷却4天的乏燃料组件，由此研究冷却时间对A点剂量率的影响。该贮存方案和原贮存方案在A点处产生的剂量率对比见表7。

表7 乏燃料组件冷却时间对A点剂量率的影响

计算得知，当组件I1区贮存冷却1年的乏燃料组件，其余区域仍然贮存冷却4天的乏燃料组件时，A点剂量率小于7.5μSv/h，满足白区的辐射分区要求。因此，该方案用于解决A点剂量率超限问题是可行的。并且，该方案只需将I区已经冷却1年的乏组件移至I1区，无须更改乏燃料水池的设计方案，因此，该方案也具有良好的易操作性。同时，该方案不会降低乏燃料水池的贮存能力，也无须额外的乏燃料水池改造支出，因此经济性也是该方案的优点之一。综上所述，在靠近乏燃料水池侧墙处贮存冷却时间更长的乏燃料的方案兼具可行性、良好的操作性和经济性，是解决核电厂乏燃料水池侧墙外剂量率超限问题的首选方案。

3.2.2放射源与剂量点之间的距离对剂量率的影响

增大与放射源之间的空间距离是辐射防护工作中常见的防护措施，远离放射性较强的放射源可以保证工作人员接受的辐照剂量不超过限值。在使用QAD-CGGP程序进行剂量率计算时，将A点的位置移动至距离乏燃料水池侧墙更远的位置来研究源与剂量点之间的距离对剂量率的影响。A点初始位置距离侧墙外侧30 cm，本节接着计算了距离侧墙外侧50 cm、100 cm、200 cm和500 cm处的剂量率，结果列于表8。

表8 放射源与剂量点之间的距离对A点剂量率的影响

可以发现，随着剂量点到放射源的距离的增加，A点剂量率减小，但是即使在远离乏燃料水池墙壁外侧5 m处，剂量率仍然远远大于白区的剂量率限值。因此，增大剂量点与放射源之间距离的方案对于解决A点剂量率超限问题不可行。

3.2.3水隙厚度对剂量率的影响

空出最靠近侧墙的若干排组件既增加了屏蔽体水隙的厚度，又增大了A点到最靠近侧墙的放射源的距离。这两方面对减小A点剂量率都是有帮助的。本节研究留空最靠近侧墙的若干排组件时，组件与侧墙之间的水隙厚度的变化对A点剂量率的影响。图4给出了分别留空前四排组件造成水隙厚度变化的示意图。

表9给出了空出最靠近墙壁的1～4排组件时，不同的水隙厚度对应的A点剂量率的变化情况。

当空出前四排组件时，A点剂量率为2.83μSv/h，小于白区的限值7.5μSv/h，满足辐射分区要求。因此，通过空出最靠近乏燃料水池侧墙的前四排组件使得A点剂量率满足白区要求是可行的。同时，该措施不涉及对乏燃料水池设计方案的改造，只是在乏燃料水池中留空四排组件的位置不贮存任何乏燃料组件，工程量较小，良好的可操作性也是其优点之一。但是，从经济性角度考虑不推荐该方案，因为空出前四排组件等同于减少了40个乏燃料组件贮存单元，造成乏燃料水池的贮存能力降低。

表9 水隙厚度变化对A点剂量率的影响

4、结论

本文的主要分析结论如下：

(1）在乏燃料水池组件I1区贮存冷却1年的乏燃料组件，其余区域贮存冷却4天的乏燃料组件的方案操作简单，既能保证乏燃料水池侧墙外剂量率不超过限值要求，又保留了乏燃料水池的组件贮存能力，是解决核电厂乏燃料水池侧墙外剂量率超限问题的首选方案。

图4 留空前1～4排组件对应水隙厚度

(2）越远离乏燃料水池组件区的位置剂量率越小，但即使限制现场工作人员距离乏燃料水池墙壁5 m以上剂量率仍然超限，通过增大与源之间的空间距离的方案解决核电厂乏燃料水池侧墙外剂量率超限问题不可行。

(3）留空最靠近乏燃料水池侧墙的前四排组件可使A点剂量率满足白区要求，但该方案造成乏燃料水池的贮存能力降低，不推荐该方案。

参考文献:

[1]张普忠,邵增,毛亚蔚,等.压水堆核电厂乏燃料组件源项计算分析[J].原子能科学技术,2013,47(S):192-196.

[2]李高峰.核电站乏燃料水池空间剂量率分布的MC研究和安全分析[D].成都:成都理工大学,2012.

[3]王耀东,宫爱成,许洁,等. CPR1000机组乏燃料水池相关工艺系统安全改进研究[J].核动力工程,2013,34(S2):77-80.

[4]沈佳宇.福岛事故后增强乏燃料贮存水池补水能力改进分析[A].中国核学会.中国核科学技术进度报告(第四卷)——中国核学会2015年学术年会论文集第10册(核安全分卷)[C].中国核学会,2015:5.