核燃料元件中子照相无损检测专用转移容器的优化设计

魏国海 韩松柏 贺林峰 王 雨 王洪立 刘蕴韬 陈东风 赵志祥

（中国原子能科学研究院中子散射实验室 北京 102413）

核燃料元件中子照相无损检测专用转移容器的优化设计

魏国海 韩松柏 贺林峰 王 雨 王洪立 刘蕴韬 陈东风 赵志祥

（中国原子能科学研究院中子散射实验室 北京 102413）

核燃料元件作为反应堆的核心部件，在极端的条件下服役会发生破损，导致核泄漏。为了保障反应堆安全运行，核燃料元件从加工、生产到服役的过程中必须进行检测，以确保安全。中子照相是对具有放射性的核燃料元件进行无损检测的独特技术。进行测试时，核燃料元件必须放置于转移容器中，实现运输及检测过程中对核燃料元件的屏蔽和运动控制。本文以核电站绿色监督区剂量要求为标准，利用蒙特卡罗程序优化计算了适合于中国先进研究堆(Chinese Advanced Research Reactor, CARR)热中子照相设备的转移容器的材料及尺寸，同时设计了用于控制元件运动的机械装置，确定了最优化的方案。该装置可满足CARR中子照相设备对长2 m核燃料元件进行无损检测的要求。

无损检测，中子照相，核燃料元件，转移容器

核电作为一种重要能源，安全是其发展的命脉，而核燃料元件是反应堆的核心部件，在高温、高压、高放、高功率密度等严苛的工作条件下容易破损[1]，导致核泄漏。此外，提高核燃料元件的燃耗可以大大提高核燃料的利用效率[2]。为保障反应堆安全运行以及开展高燃耗下核燃料元件的性能研究，需要通过多种手段对乏燃料元件进行检测。无损检测技术能在不破坏被测样品的情况下直接获取元件的结构变化信息。但是，乏燃料元件具有强放射性，通常的无损检测技术无法实施，而间接中子成像方法则显示出它的优势[3-4]。

利用中子照相技术开展核燃料元件无损检测工作，必须配备专门的转移容器。其须具备两个功能：首先要能够屏蔽乏燃料的放射性，防止燃料元件在转移和安放过程中对操作人员的辐射损伤；其次能对燃料元件的位置进行精确控制，保证其安全进出容器和对不同部位进行测试。本文采用蒙特卡罗方法，基于中国先进研究堆(Chinese Advanced Research Reactor, CARR)热中子照相装置，对转移容器的材料和结构进行了优化，同时设计了位于容器内部控制元件运动的机械装置。

1 MCNP模型的建立

1.1模拟方法

蒙特卡罗方法通过使用随机数，将所求解的问题同一定的概率模型相联系，用计算机实现统计模拟或抽样，以获得问题的近似解[5-6]。它近似描述事物的特点及物理实验过程，在粒子输运问题、统计物理和典型数学问题等方面应用广泛。本文采用MCNP4C进行模拟计算，它是美国Los Alamos 国家实验室应用理论物理部的Monte Carlo小组研制的用于计算复杂三维几何结构中的粒子输运的大型多功能蒙特卡罗程序，可以计算中子、光子、中子－光子耦合以及光子－电子耦合的输运问题[5]。该程序的中子和光子的截面分别由数据库ENDF/B-VI和MCPLIB02 提供。本文通过MCNP跟踪模拟2×1013个光子的运动来计算伽玛射线剂量当量率，衰变光子输运的计算结果误差在5%以内。

1.2源的描述

通常压水堆核燃料元件的长度为3-4 m[2]，CARR在建的中子照相装置的中子束流中心距离地面1.1 m，可以检测最长2 m的元件。本文以典型的压水堆乏燃料元件[7]（燃耗深度为33 GWd/tU，235U丰度为3.5%，乏燃料裂变产物冷却1 a）的放射性活度数据为基准，以2 m长的元件作为放射源对转移容器进行优化设计，主要参数见表1。

表1 用于MCNP计算的核燃料元件的主要参数Table 1 Main parameters of fuel rod used for MCNP simulation.

根据此乏燃料元件裂变产物中每种放射性核素冷却1 a后的比放射性活度、放射性核素的半衰期、放射性核素发射的主要γ射线能量、γ射线各个能量的发射几率等数据，通过转化得到用于MCNP计算的与不同裂变产物发射的γ射线能量相对应的归一化发射几率，见图1。根据此乏燃料元件的总放射性活度数据计算得到2 m长乏燃料元件的总放射性活度为6.92×1013Bq。

图1 用于MCNP计算的伽玛射线能谱Fig.1 Gamma spectra as used for the MCNP simulations.

1.3模型的描述

转移容器的模型如图2所示，作为放射源的燃料元件位于转移容器中心，外面包覆屏蔽材料，中间的空腔用于安放控制元件运动的机械装置，作为探测器的粒子计数卡紧贴在屏蔽材料的外部。通过把单个粒子在转移容器屏蔽材料外侧的穿透概率及沉积能量转化为辐射剂量率来评估生物效应[8]。根据此模型，利用MCNP程序可以计算转移容器形状、空腔尺寸、屏蔽材料种类、屏蔽材料厚度等。

图2 MCNP模型示意图（侧视图）Fig.2 Schematic MCNP model (side view).

2 MCNP优化设计

2.1转移容器形状

由表1可知，作为样品的核燃料元件的直径为1 cm、长度为2 m，转移容器形状可以选择圆柱体或长方体。按照§1.3描述方式建立MCNP模型，形状分别选择圆柱体和长方体，长度均为3 m，圆柱体空腔圆形横截面直径和长方体空腔矩形横截面边长均为20 cm，屏蔽材料选择铅，厚度为40 cm。在屏蔽材料外部不同位置放置探测器，如图3所示。对比两种形状转移容器模型在对应位置的探测器计数，选择屏蔽性能最佳的模型。根据MCNP模拟结果(表2)，圆柱体模型的屏蔽性能稍好于长方体模型，另外圆柱体模型的空腔加工较长方体容易，因此转移容器的形状选择圆柱体。通过MCNP模拟结果可见，相同材料、相同壁厚的转移容器在位置3（转移容器屏蔽材料外部中间位置）的探测器计数值最高，即在此位置探测器计数达到安全标准，则转移容器屏蔽材料外部的其他位置都可以达到安全标准。为简化MCNP计算模型，后文模型中探测器仅布置在位置3处。

图3 不同探测器布置位置（侧视图）Fig.3 Different detector positions (side view).

表2 不同形状转移容器MCNP模拟结果Table 2 MCNP simulation results of different shapes of the container.

2.2转移容器空腔尺寸

转移容器通过其内部的机械装置控制元件的运动，机械装置要求空腔横截面的半径至少为10 cm。利用MCNP程序计算空腔尺寸变化对转移容器屏蔽性能的影响，模型选择圆柱体、屏蔽材料选择铅、厚度选择40 cm、空腔尺寸在10-50 cm内变化。根据模拟结果(图4)，随空腔尺寸增加转移容器外部剂量当量率线性下降。根据模拟结果，空腔尺寸由10cm增加到20 cm时，剂量当量率下降较快，随着尺寸进一步增加，剂量当量率下降趋缓。考虑到设备的轻便性，空腔半径选择20 cm。

图4 不同空腔尺寸的MCNP模拟结果Fig.4 MCNP simulation results of different gap widths.

2.3屏蔽材料的种类及厚度

分别以通常用作屏蔽的材料铅、铁、钨、贫铀、重混凝土[9-10]等构建转移容器屏蔽层，利用MCNP计算达到安全标准需要的最小厚度。MCNP模型选择圆柱体、空腔尺寸20 cm、屏蔽材料分别选择铅、铁、钨、贫铀、重混凝土（密度3.6 g·cm-3），厚度在20-80 cm变化。MCNP模拟结果见图5。根据模拟结果分别对数据进行线性拟合（图6是以铅作为屏蔽材料的拟合结果），以核电站绿色监督区剂量要求（低于3 μSv·h-1）为安全标准确定不同屏蔽材料作为转移容器所需的最小厚度，见表3。

图5 不同屏蔽材料的MCNP模拟结果Fig.5 MCNP results of different kinds of shielding materials of different thicknesses.

图6 以铅作为屏蔽材料的计算结果Fig.6 Fit results of MCNP simulation with Pb used as shielding material.

表3 不同屏蔽材料达到安全标准所需厚度Table 3 Safety-standard required thicknesses of shielding materials.

综合分析模拟计算结果：重混凝土所需厚度过大（转移容器直径约为2.5 m），不适合作为转移容器的屏蔽材料；虽然相对较薄的钨或贫铀可以达到安全标准，但它们的价格昂贵，仅在对厚度要求严格的特殊情况下使用[9]；铅和铁是较合适的选择，但铁的屏蔽层厚度是铅的1.5倍。为方便中子照相实验操作，转移容器的尺寸越小巧越好，因此屏蔽材料选择铅，厚度选择35.5 cm。

综上所述，MCNP优化设计结果为：转移容器选择圆柱体，空腔尺寸为20 cm，屏蔽材料选择铅，屏蔽层厚度为35.5 cm。

3 转移容器内部机械装置的设计

在进行中子照相实验时，转移容器通过内部的机械装置控制元件进、出转移容器，精确控制元件的位置。机械装置的主体包括控制元件升降的升降器组合，它由上下两块固定板和三个支撑杆组成一个起固定作用的整体框架，内部包括两根导向杆、两个电机（提供动力）、一根光杠（传导动力）、一个齿轮变向盒（改变力的方向）和一根丝杠（为抓手提供动力）。升降器组合的末端设置机械抓手，见图7，实现抓取、卸载元件的功能。转移容器底部设计可移动的屏蔽挡块（材料及厚度采用上文MCNP优化设计结果），通过自动化控制实现打开和关闭转移容器的功能，见图8。

图7 机械抓手的构造Fig.7 Construction of the mechanical grip.

其工作流程包括：(1) 装载元件：检测之前，将转移容器运到热室装载燃料元件，打开转移容器底部的屏蔽挡块，伸出机械抓手抓住燃料元件，升降器组合控制抓手上移，进入转移容器内部，关闭屏蔽挡块，元件装载完成，见图8(a)。(2) 元件测试：将转移容器运到中子照相成像室进行检测实验，打开屏蔽挡块，升降器组合控制抓手下移使元件伸出转移容器进入中子束流，开始测试，见图8(b)。由于中子束流尺寸较小，完成一根元件的检测需要连续改变元件位置进行多次测量。(3) 元件卸载：测量全部完成后升降器组合控制抓手上移，进入转移容器内，关闭屏蔽挡块，检测实验完成。将转移容器运到热室卸载燃料元件，打开转移容器的屏蔽挡块，伸出机械抓手，马达控制抓手卸载燃料元件，升降器组合控制抓手上移进入转移容器内部，关闭屏蔽挡块，元件卸载完成。

图8 转移容器内机械装置(a) 机械抓手控制元件进入转移容器内部，(b) 机械抓手将元件伸出转移容器进行检测实验Fig.8 Mechanical devices in the transport container. (a) The fuel rod is in the container controlled by the grip, (b) The fuel rod is out of the container for testing.

4 结语

本文利用MCNP程序基于CARR热中子照相装置，对核燃料元件转移容器进行了模拟计算，计算内容包括转移容器的形状、空腔尺寸、屏蔽材料的种类、屏蔽材料的厚度等。通过对MCNP模拟数据的细致分析得到转移容器的优化设计参数为：转移容器选择圆柱体、屏蔽材料选择铅、屏蔽层厚度为35.5 cm、空腔尺寸为20 cm。此转移容器可屏蔽2 m长典型压水堆乏燃料元件的放射性，达到核电站绿色监督区剂量要求。

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CHEN Baoshan. Development of nuclear fuel element for PWR in China[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2003, 37(S1): 10-14

2 陈宝山, 刘承新. 轻水堆燃料元件[M]. 北京: 化学工业出版社, 2007: 26-37

CHEN Baoshan, LIU Chengxin. Light water reactor nuclear fuel element[M]. Beijing: Chemistry Industry Press, 2007: 26-37

3 貊大卫, 刘以思, 金光宇, 等. 中子照相[M]. 北京: 原子能出版社, 1996: 50-66

MO Dawei, LIU Yisi, JIN Guangyu, et al. Neutron radiography[M]. Beijing: Atomic Energy Press, 1996: 50-66

4 魏国海, 韩松柏, 陈东风, 等. 中子照相技术在核燃料元件无损检测中的应用[J]. 核技术, 2012, 35(11): 821-826

WEI Guohai, HAN Songbai, CHEN Dongfeng, et al. Application of neutron radiography for non-destructive testing nuclear fuel elements[J]. Nuclear Techniques, 2012, 35(11): 821-826

5 郝丽杰, 焦学胜, 王洪立, 等. 热中子照相装置屏蔽的蒙特卡罗模拟[J]. 原子能科学技术, 2010, 44(S1): 48-52

HAO Lijie, JIAO Xuesheng, WANG Hongli, et al. Monte-Carlo simulations for shielding of thermal neutron radiograph facility[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2010, 44(S1): 48-52

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7 周贤玉. 核燃料后处理工程[M]. 哈尔滨: 哈尔滨工程大学出版社, 2009: 13-18

ZHOU Xianyu. Engineering for nuclear fuel reprocessing[M]. Harbin: Harbin Engineering University Press, 2009: 13-18

8 GB 18871-2002, 电离辐射防护与辐射源安全基本标准[S]

GB 18871-2002, Basic standards for protection against ionizing radiation and for the safety of radiation sources[S]

9 顾俊人, 鲍世宽, 张文浩, 等. 辐射屏蔽与剂量学[M].北京: 原子能出版社, 1989: 196-208

GU Junren, BAO Shikuan, ZHANG Wenhao, et al. Radiation shielding and dosimetry[M]. Beijing: Atomic Energy Press, 1989: 196-208

10 连培生. 原子能工业[M]. 北京: 原子能出版社, 2002: 198-207

LIAN Peisheng. Atomic energy industry[M]. Beijing: Atomic Energy Press, 2002: 198-207

CLCTL37

Optimized design of the nuclear fuel rod transport container used for non-destructive testing with neutron radiography

WEI Guohai HAN Songbai HE Linfeng WANG Yu WANG Hongli LIU Yuntao CHEN Dongfeng ZHAO Zhixiang
(Neutron Scattering Laboratory, China Institute of Atomic Energy, Beijing 102413, China)

Background:Working under extreme conditions, nuclear fuel rods, the key component of nuclear plants and reactors, are easy to be broken. In order to be safe in operation, lots of testing methods on the fuel rods have to be carried out from fabrication to operation. Purpose: Neutron radiography is a unique non-destructive testing technique which can be used to test samples with radioactivity. As the essential equipment, the nuclear fuel rod transport container has to shield the radioactivity of fuel rod and control its movement during testing and transporting. Methods: The shielding simulation of the transport container was performed using the MCNP4C code, which is a general purpose Monte Carlo code for calculating the time dependent multi-group energy transport equation for neutrons, photons and electrons in three dimensional geometries. Results: The material and dimension of the transport container used for neutron radiography testing fuel rods at Chinese Advanced Research Reactor (CARR) were optimally designed by MCNP, and the mechanical devices used to control fuel rods’ movement were also described. Conclusion: The 2-m long fuel rod can be tested at CARR’s neutron radiography facility (under construction) with this transport container.

Non-destructive testing, Neutron radiography, Nuclear fuel rod, Transport container

TL37

10.11889/j.0253-3219.2014.hjs.37.060601

国家重点基础研究发展(973)计划(No.2010CB833106)、国家自然基金委面上项目(No.11375271)和中国原子能科学研究院院长基金—青年英才培育基金(No.16YC-201302、No.16YC-201303)资助

魏国海，男，1983年出生，2013年于中国原子能科学研究院获博士学位，助理研究员，凝聚态物理专业，中子散射方向

赵志祥，E-mail: zhaozx@ciae.ac.cn

2013-10-28，

2013-12-25