楊 屹，劉春雨，楊洪禹，王 洪，梁 瀟

（1．哈爾濱工程大學(xué)核科學(xué)與技術(shù)學(xué)院，黑龍江哈爾濱150001；2．海軍大連艦艇學(xué)院，遼寧大連116018）

隨著核能在船用動力裝置上的廣泛應(yīng)用，船用反應(yīng)堆的核安全越來越受到關(guān)注。由于船用反應(yīng)堆特殊的運行和設(shè)計特點，其輻射安全的要求也更高、更嚴，因此加強放射性防護成為船用反應(yīng)堆的重要任務(wù)。船用反應(yīng)堆在運行工況及事故工況下的劑量場分析則是進行輻射安全防護的必備手段。

1 主要內(nèi)容和方法

船用反應(yīng)堆艙室劑量場分析的基本內(nèi)容主要包括兩大部分：（1）對反應(yīng)堆正常運行和事故工況的源項進行計算，源項計算采用FCSC源項分析軟件，通過計算可以得到堆芯部件材料活化源項以及燃料組件裂變產(chǎn)物，主、輔回路系統(tǒng)各設(shè)備裂變產(chǎn)物和腐蝕產(chǎn)物源項；（2）根據(jù)源項計算的結(jié)果對船反應(yīng)堆艙中的各劑量點進行計算分析。劑量計算采用QAD－CGA［1］點核積分屏蔽計算程序，該程序可方便地求解空間任意位置的光子通量密度和劑量率水平。

船用堆艙室劑量場分析過程如圖1所示。

圖1 船用堆艙室劑量場分析過程Fig．1 Analysis process of dose field in marine cabin

2 模型建立

根據(jù)船用反應(yīng)堆的實際運行經(jīng)驗和設(shè)計特點，以船用壓水堆作為研究對象，建立船用反應(yīng)堆艙模型。首先，假定反應(yīng)堆運行終期堆芯驟然發(fā)生事故（堆芯燃料組件包殼破損率按1%設(shè)計計算［2］）導(dǎo)致大量裂變產(chǎn)物瞬間從堆芯燃料組件中釋放到冷卻劑中，而后隨著凈化流進一步擴散到冷卻劑系統(tǒng)及凈化裝置（混床）［3］中。

2．1 簡化模型

船用反應(yīng)堆在此事故工況下，大量裂變產(chǎn)物瞬間從堆芯組件釋放到冷卻劑中，由于堆芯壓力殼的屏蔽并沒有破壞，其外表面輻射水平低于控制標準，因此在事故工況，堆芯放射性對劑量場的影響較小，計算時可以不考慮堆芯的貢獻，主要考慮堆艙內(nèi)的冷卻劑和混床［4］。

由于冷卻劑分布于復(fù)雜的管道和各設(shè)備中，在模型的建立同時，考慮QAD－CGA幾何體輸入要求，為了簡化模型和計算方便，可將其等效為一個冷卻劑設(shè)備，其體積與冷卻劑容積相等。

對堆艙劑量場計算時，不僅要了解堆艙的各設(shè)備的屏蔽情況（見表1），而且還需要考慮反應(yīng)堆堆艙及各相鄰艙室位置的分布情況（如圖2－a）。從而建立船用反應(yīng)堆艙室模型（如圖2－b）。

表1 設(shè)備幾何參數(shù)及屏蔽結(jié)構(gòu)［3］Table 1 Geometrical parameters and shielding structures

圖2 船用反應(yīng)堆艙室的分布及簡化模型Fig．2 Distribution of cabins in marine reactor and its simplified model

2．2 運行工況

船用反應(yīng)堆不管是在運行工況，還是事故工況時，都與核電站反應(yīng)堆有一定區(qū)別，因此對船用反應(yīng)堆的劑量場分析也要符合其特點。

假定船用反應(yīng)堆功率運行史為以額定功率連續(xù)運行100d，而后停堆10d，最后又以額定功率連續(xù)運行100d后出現(xiàn)事故，即導(dǎo)致發(fā)生放射性核素的瞬間釋放。反應(yīng)堆停堆后不同衰變時刻的選取為：1h，50d，60d，70d，90d。表2和表3分別列出了運行工況和事故工況的詳細說明。

表2 船用反應(yīng)堆運行工況說明Table 2 Instruction of operational conditions in marine reactor

表3 船用反應(yīng)堆事故工況說明Table 3 Instruction of accident conditions in marine reactor

3 源項計算

通過將船用反應(yīng)堆的運行參數(shù)和工況條件輸入至FCSC源項分析程序計算，可以得出各個運行工況和停堆后不同衰變時刻的源項。

根據(jù)源項計算結(jié)果，可以得出堆艙內(nèi)總活度在不同時刻的變化情況（如圖3）。圖中折線上的數(shù)字代表各工況序號，1～5為運行工況，6～10為事故后不同衰變時刻。

從以上數(shù)據(jù)可以看出反應(yīng)堆艙室內(nèi)的總放射性活度在正常運行工況時比較低，直到事故發(fā)生時，放射性核素相繼流入冷卻劑系統(tǒng)和混床，堆艙內(nèi)總活度激增至正常工況下的約104倍，在事故發(fā)生后的1h內(nèi)，總放射性活度一直維持在1014Bq的高輻射水平。事故停堆50d后，總放射性活度降低至1011Bq，隨著放射性核素進一步衰變，總放射性活度逐漸降低，但較長時間內(nèi)仍高于正常運行時的輻射水平。

圖3 堆艙內(nèi)放射性總活度隨時間的變化Fig．3 Radioactivity－time history of reactor cabin

4 劑量計算與分析

4．1 劑量點的選取

根據(jù)所建立的船用反應(yīng)堆艙室模型，將源項結(jié)果和幾何屏蔽參數(shù)輸入QAD－CGA程序，計算船用反應(yīng)堆各個艙室的劑量水平。為了方便輸入卡的填寫，同時保證空間坐標的整齊化，選取冷卻劑系統(tǒng)下方與混床相鄰的頂點作為坐標原點，同時給定XYZ的方向（如圖2－b）。并將反應(yīng)堆堆艙模型進行網(wǎng)格化獲取各點的空間坐標獲取各點的空間坐標。

由于計算的工況數(shù)和劑量點較多，這里不能將所有參考點在不同時刻的劑量率值全部列出，只列出其中具有代表性的幾個參考點的劑量率。

以選取較少劑量點即可反映出各個艙室的劑量水平為原則。選取反應(yīng)堆堆艙中心點P1；在圍繞冷卻劑系統(tǒng)的外表面選取P2，P5，P6點；在左右冷凝器室中靠近堆艙的內(nèi)側(cè)墻壁各取三點P4，P9，P10以及P3，P7，P8。如圖4所示。

圖4 劑量參考點的分布Fig．4 Distribution of reference dose point

4．2 劑量計算結(jié)果

將坐標輸入QAD－CGA屏蔽計算程序，通過計算可得到上述各個參考點在事故前后不同工況下的劑量率水平。劑量計算結(jié)果如表4所示，表格中的工況序號與表2和表3中工況序號相一致。

表4 各參考點的劑量率（uSv／h）Table 4 Dose rate of reference points

4．3 劑量場分析

4．3．1 水平方向的劑量分布

P1，P2，P3，P4是船用反應(yīng)堆艙室內(nèi)劑量水平的重要采樣點，分別反映了堆艙，冷卻劑及混床放射源，左冷凝器室，基本負荷用冷凝器室的劑量率水平。這些點在事故前后不同工況（表2和表3）下的劑量率變化情況如圖5所示。

圖5 各艙室參考點劑量隨時間的變化Fig．5 Dose－time history of reference points

根據(jù)以上數(shù)據(jù)可以看出，在反應(yīng)堆滿功率運行和停堆時，冷卻劑系統(tǒng)和混床在兩個冷凝器室內(nèi)產(chǎn)生的劑量率基本滿足控制標準（10μSv／h）［5］，在堆艙內(nèi)的劑量貢獻也不高。當事故發(fā)生時，雖然壓力容器的屏蔽作用并沒有喪失，但由于冷卻劑從堆芯帶走大量放射性核素，因此各參考點劑量率的貢獻主要來自于冷卻劑系統(tǒng)和混床樹脂，這就造成了堆艙及兩個相鄰艙室的劑量率值驟然升高，達到滿功率運行時的約2×105倍，在實現(xiàn)停堆50d后，各參考點的劑量率值下降到滿功率運行時的約200倍，仍維持較高輻射水平。

堆艙內(nèi)的劑量水平比相鄰的兩個冷凝器室高出1～2個數(shù)量級。基本負荷冷凝室由于更靠近冷卻劑系統(tǒng)和混床，其劑量率約為另一個冷凝室的4～10倍。

4．3．2 豎直高度的劑量分布

為了反映艙室內(nèi)不同高度上劑量率的變化情況，在事故發(fā)生時刻，選取經(jīng)過堆艙中心P1點所在的豎直方向上，從底部到堆艙頂部等距離選取了9個參考點進行計算分析（如圖6），其中堆艙高度為800cm。

圖6 堆艙內(nèi)劑量率隨高度的變化Fig．6 Dose rate height history of reactor cabin

通過圖6可以看出隨著高度的增加，劑量率逐漸增大而后又逐漸減小。艙室內(nèi)最大劑量分布在距離地面高度約4m的位置，此高度與冷卻劑和混床組成的源項的中心高度一致。各艙室的劑量率隨高度的變化都符合這一特點。

4．3．3 劑量貢獻

反應(yīng)堆滿功率運行和事故情況下，冷卻劑系統(tǒng)和混床對堆艙內(nèi)劑量場的貢獻也有很大不同。在源項附近，橫向選取P1和P2，縱向選取P5和P6點，對冷卻劑系統(tǒng)和混床在這些位置產(chǎn)生的劑量比較分析（如圖7）。

圖7 正常運行工況和事故工況下冷卻劑系統(tǒng)和混床的劑量貢獻Fig．7 Contributed values of the coolant and mixed－bed in operational and accident condition

滿功率運行時，冷卻劑系統(tǒng)對劑量場的貢獻約為70%，混床約30%；而事故工況下，90%以上的劑量貢獻來自冷卻劑系統(tǒng)。主要原因是冷卻劑系統(tǒng)體積較大，事故發(fā)生后，大部分放射性核素存在于冷卻劑設(shè)備中，隨著放射性核素的衰變，其劑量貢獻也將隨之減小。在艙室內(nèi)不同位置，二者的劑量貢獻差別并不大。

5 結(jié)論

（1）船用反應(yīng)堆在正常工況下，各艙室的劑量率基本滿足控制標準（10μSv／h）。事故情況下，劑量水平驟然升高，達到滿功率運行時的約2×105倍，在實現(xiàn)停堆50d后，艙室的劑量率逐漸下降到滿功率運行時的約200倍，在較長時間內(nèi)高于控制標準。

（2）冷卻劑系統(tǒng)和混床附近的劑量水平最高，隨著遠離源項，劑量水平成指數(shù)下降。堆艙內(nèi)的劑量水平比相鄰的兩個冷凝器室高出1～2個數(shù)量級?；矩摵衫淠矣捎诟拷鋮s劑系統(tǒng)和混床，其劑量率約為另一個冷凝室的4～10倍。各艙室的劑量最大值分布在與冷卻劑和混床源項的中心高度一致的位置。

（3）滿功率運行時，冷卻劑系統(tǒng)對劑量場的貢獻約70%，混床約30%；而事故工況下，冷卻劑系統(tǒng)的劑量貢獻占90%以上。

［1］ 張立吾，李春槐，張玉琴．QAD－CGA改進型組合幾何點核程序［J］．核動力工程，1988，9（4）：73－76．

［2］ 張帆，鄭映峰，商學(xué)利，等．船用堆預(yù)計運行事件下放射性源項計算研究［J］．原子能科學(xué)技術(shù)，2013（1）．

［3］ 楊洪禹．船用反應(yīng)堆艙室劑量場分析程序研究與應(yīng)用［D］．哈爾濱工程大學(xué)，2008．

［4］ 吳斌，賈銘椿，龔軍軍．船用堆核事故狀態(tài)下源項特性及計算方法研究［J］．海軍工程大學(xué)學(xué)報，2003（10）：87－90．

［5］ 張傳旭．秦山核電二期工程反應(yīng)堆及反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)源項計算分析［J］．核動力工程．2003（6）：73－77．

［6］ 朱繼洲．核反應(yīng)堆安全分析［M］．北京：原子能出版社，1988．