包 敏,王群书,师全林,解 峰,王武尚
(西北核技术研究所,陕西 西安 710024)
地下核试验所释放的能量最终转化为热能,提高了爆心温度。核试验瞬间汽化了核装置及部分围岩介质,汽化物质向外膨胀形成爆炸空腔,在空腔冷却过程中,汽化物中难熔性物质首先发生液化,汇集在空腔底部形成熔岩玻璃体,核试验产生的难熔性放射性核素大部分包裹在熔岩玻璃体中。在空腔低于地下水线的情况下,熔岩玻璃体受地下水长期侵蚀作用发生溶解反应,逐渐释放出放射性核素。温度是影响熔岩玻璃体溶解速度的关键因素之一[1]。为评价熔岩玻璃体内核素衰变热功率对温度的影响,需计算核素衰变释热量。地下水在爆后几小时至几天的时间内回流空腔[2],本文计算核爆10 d后熔岩玻璃体的核素衰变释热量。
一次地下核试验产生的放射性核素上千种,大部分核素的半衰期极短,很快衰变为半衰期较长的子核或稳态核素。放射性核素活度衰减服从指数规律[3],10个半衰期后,核素活度衰减为初始值的0.1%,可忽略其放射性衰变释热量。因此计算核爆10 d后的核素衰变热功率需考虑半衰期大于1 d的核素。
为评估FANGATAUFA核试验场的核环境状况,1998年IAEA估算了100 kt TNT当量地下核试验产生的半衰期大于1 a的放射性核素的总活度[4],给出了这些核素在熔岩玻璃体中的分布比例,根据这些信息可计算出熔岩玻璃体内核素的初始活度(表1)。
表1 IAEA估算的地下核试验熔岩玻璃体核素活度[4]
半衰期1 d~1 a的放射性核素主要是裂变产物核素,称之为短寿命裂变产物核素。表2列出了累积产额大于0.001的短寿命裂变产物核素,这些裂变产物核素的前驱核的半衰期均很短,远小于1 d,因此核爆10 d后99.9%以上的前驱核衰变为这些裂变产物核素,可采用累积产额估算短寿命裂变产物核素的初始活度。短寿命裂变产物核素的初始总量根据表1中长寿命裂变产物核素的初始总量推算。核试验后裂变产物核素的生成总量与累积产额呈正比,有:
(1)
式中:NA和NB分别为裂变产物核素A和B初始生成的总核数,无量纲;YA和YB分别为核素A和B的累积产额,无量纲。核素的总核数与放射性活度之间满足关系式:
A=λN
(2)
式中:A为核素的放射性活度,Bq;λ为核素的衰变常量,s-1;N为核素的总核数,无量纲。将式(2)代入式(1),得到:
(3)
已知裂变产物核素A的总活度,由A、B两裂变产物核素的累积产额和衰变常量可推算裂变产物B的总活度。以表1中长寿命裂变产物核素137Cs作为裂变产物核素A,计算表2中各短寿命裂变产物核素的总活度。裂变产物核素的累积产额选用ENDF/B Ⅶ库中的235U在平均能量500 keV中子作用下的累积产额[5],核素137Cs的累积产额为0.062 2。同一元素各同位素具有相同的物理化学性质,参照表1,表2列出了核素在熔岩玻璃体中的分布比例。
表2 熔岩玻璃体短寿命裂变产物核素含量
放射性核素通过向外辐射粒子释放能量,辐射粒子的类型包括α粒子、正负电子、电磁辐射和中微子。熔岩玻璃体的质量和体积均很大。平均1 kt TNT当量地下核试验约产生700 t熔岩玻璃体[1-2],100 kt TNT当量地下核试验约产生7×107kg熔岩玻璃体。熔岩玻璃体的质量密度约为2.5 g/cm3,对应熔岩玻璃体的体积为2.8×104m3。设放射性核素在熔岩玻璃体内均匀分布,除中微子携带的能量发生逃逸外,其余粒子携带的能量全部沉积在熔岩玻璃体内部,转化为热能。核素衰变热功率采用下式计算:
Hi(t)=1.6×10-16Ai(t)Ei
(4)
式中:Hi(t)为t时刻核素i的衰变热功率,J/s;Ai(t)为t时刻核素i的放射性活度,Bq;Ei为核素i发生一次放射性衰变所释放的除去中微子之外的能量,keV。
若核素i一次衰变到稳态核,只需考虑核素i的衰变热功率。核素i的放射性活度服从指数衰减规律[3]:
Ai(t)=Ai(0)e-λit
(5)
式中:Ai(0)为核素i的初始活度,Bq;λi为核素i的衰变常量,d-1;t为距初始时刻的时间,d。这类核素及其对应的Ei列于表3,Ei取自ENDF/B Ⅶ库。
表3 单次衰变核素的衰变热[5]
有些放射性核素经历若干次级联衰变后最终衰变为稳态核,需计算母核产生的衰变热功率以及各级子核产生的衰变热功率。设母核的初始活度为A1(0),各级子核的初始活度为0,t时刻母核的活度为A1(t),1级子核的活度为A2(t),k-1级子核的活度为Ak(t),A1(t)采用式(5)计算,A2(t)采用式(6)计算,Ak(t)采用式(7)计算[3]。
(6)
Ak(t)=A1(0)(h1e-λ1t+h2e-λ2t+…+hke-λkt)
(7)
其中:
式中,λ1、λ2、…、λk分别为母核、一级子核、k-1级子核的衰变常量,d-1。表1、2中经历级联衰变的裂变产物核素的母核Ei,子核Ei、衰变方式列于表4。
表4 级联衰变裂变产物核素的衰变信息
锕系核素经历多次α衰变和β衰变最终衰变为稳态核素,子核有十几种,按式(7)逐一计算各子核活度非常繁琐。由于在计算时间范围内衰变链尾部子核的活度远小于母核的活度,尾部子核放射性衰变产生的衰变热功率很小,高正明等[7]在计算WgPu材料衰变热功率时只计算每种核素的前1~3次级联衰变热功率。本文采取以下近似措施:在计算时间段内,若某级子核的活度均小于前驱核最高活度的0.1%,则忽略该子核及后续子核的放射性衰变热功率。表5列出锕系核素及其需考虑的各级子核。母核与子核的活度分别采用式(5)、(6)、(7)计算。
表5 锕系核素的衰变信息
图1 核素衰变热功率计算结果
采用以上方法计算核试验后10~300 000 d时间段内熔岩玻璃体核素衰变产生的热功率,结果示于图1。从图1可见,核素衰变热功率分3个时间段:10~2 000 d、2 000~60 000 d和60 000 d之后。3个时间段内衰变热功率分别近似为直线,说明热功率随时间呈幂函数衰减;各时间段内直线斜率的绝对值依次减小,说明热功率下降速度逐渐变慢。在10~2 000 d阶段,短寿命裂变产物核素的热功率占主要部分,短寿命裂变产物核素的半衰期短,放射性活度衰减快,因此,热功率衰减速度最快。在2 000~60 000 d阶段,长寿命裂变产物核素的热功率占主要部分;60 000 d后锕系元素的热功率占主要部分,锕系元素的半衰期非常长,核素衰变热功率衰减速度很慢。
设熔岩玻璃体的体积比热容为2×106J/(m3·K),在不考虑热量扩散的情况下,核素每天衰变释放的热量对熔岩玻璃温度的增长量示于图2。
图2 每天熔岩玻璃体温度增长量
根据化学反应动力学公式,温度与熔岩玻璃体溶解速度之间存在以下关系[1,8]:
·
(8)
式中:T1、T2为熔岩的温度,K;L1、L2分别为T1、T2对应的熔岩玻璃体溶解速度,g/(m2·d);Ea为熔岩玻璃体溶解反应的活化能,cal/mol;R为理想气体常数,1.985 877 5 cal/(mol·K)。熔岩玻璃体的温度为T1,加上核素衰变热功率对熔岩温度的增长量后为T2,通过上式计算核素衰变热功率对熔岩玻璃体溶解速度的相对增长量(L2-L1)/L1(Ea取20 kcal/mol[1],熔岩玻璃体的温度采用地下核试验场CHESHIRE的熔岩温度的模拟结果[7]),结果列于表6。从表6可知,核素衰变热功率对熔岩温度和玻璃溶解速度的影响不大,且随时间逐渐减弱,1 000 d后影响已非常小。
表6 核素衰变热功率对熔岩玻璃体溶解速度的影响
综上所述,熔岩玻璃体内核素衰变热功率呈幂函数衰减,且衰减速度逐渐减慢。10~2 000 d,短寿命裂变产物核素衰变热功率占主要部分;2 000~60 000 d,长寿命裂变产物核素热功率占主要部分;60 000 d之后,锕系元素热功率占主要部分。核素衰变热功率对熔岩玻璃体温度和溶解速度的影响不大,且随时间逐渐减弱,1 000 d后影响已非常小。
参考文献:
[1] PAWLOSKI G A, TOMPSON A F B, CARLE S F, et al. Evaluation of the hydrologic source term from underground nuclear tests on Pahute Mesa at the Nevada Test Site: The CHESHIRE test[R]. Livermore: Lawrence Livermore National Laboratory, 2001.
[2] TOMPSON A F B, BRUTON C J, PAWLOSKI G A. On the evaluation of groundwater contamination from underground nuclear tests[J]. Environmental Geology, 2002, 42: 235-247.
[3] 卢希庭,江栋兴,叶沿林. 原子核物理[M]. 北京:原子能出版社,2000:23-25.
[4] IAEA. The radiological situation at the atolls of mururoa and fangataufa technical report, volume 3: Inventory of radionuclides underground at the atolls[R]. Vienna: IAEA, 1998.
[5] HERMAN M, PRITYCHENKO B, SONZOGNI A A. Evaluated nuclear data file (ENDF) retrieval & plotting ENDF/B-Ⅶ.1 library[DB/OL]. 2011[2012-09-01]. http:∥www.nndc.bnl.gov/sigma.
[6] NICHOLS A L. Nuclear data requirements for decay heat calculations[R/OL]. Vienna: IAEA, 2002[2012-03-11]. http:∥ www.ictp.it/~pub_off/lectures/lns020/Nichols/Nichols.pdf.
[7] 高正明,何彬,赵娟,等. 武器级钚材料衰变热功率数值计算与分析[J]. 原子能科学技术,2010,44(2):240-242.
GAO Zhengming, HE Bin, ZHAO Juan, et al. Numeric calculation and analysis of decay heating power of WgPu[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2010, 44(2): 240-242(in Chinese).
[8] 包敏,王群书. 熔岩玻璃体核素239Pu和90Sr释放量的计算[J]. 辐射防护,2013,33(3):151-157.
BAO Min, WANG Qunshu. Calculation of radionuclides90Sr and239Pu releasing amount from melt glass[J]. Radiation Protection, 2013, 33(3): 151-157(in Chinese).
[9] 包敏,王群书. 地下核试验近场水-热运移数值模拟[J]. 原子能科学技术,2013,47(8):1 445-1 449.
BAO Min, WANG Qunshu. Water and heat flow simulation after underground nuclear test[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2013, 47(8):1 445-1 449(in Chinese).