大容量钴源运输容器屏蔽研究

薛 娜，王炳衡，毛亚蔚

(中国核电工程有限公司，北京 100840)



大容量钴源运输容器屏蔽研究

薛 娜，王炳衡，毛亚蔚

(中国核电工程有限公司，北京 100840)

大容量钴源运输容器为运输工业用钴源而设计的专用设备。由于内容物放射性活度水平很高、衰变热很大，仅有少数国家具有设计能力，在国内的研制尚属首次。在对钴源运输容器的屏蔽设计研制过程中，突破之前的屏蔽设计技术束缚，采用MCAM程序与MCNP程序模拟计算钴源运输容器外的剂量率水平，并在设计过程中及时发现容器存在的设计缺陷，从而进行了设计改进，保证了容器满足国家标准要求的各项设计措施。目前这些设计措施已通过相关的试验验证。结果表明：针对大容量60Co运输容器的关键技术制定的设计措施合理有效，充分保证了容器在经受国家标准中规定的正常运输条件和运输中事故条件下各项试验后容器屏蔽性能的完整性，确保钴源运输的安全。

钴源运输容器；屏蔽设计；MCNP程序；MCAM程序

随着我国辐照加工行业的迅速发展，市场对工业钴源的需求量大幅增长。但长期以来，我国的工业钴源长期依赖进口[1]。为扭转我国钴源依赖进口的局面，2004年国家发展和改革委员会批复了第1批民用高新核技术产业化专项“利用核反应堆生产60Co高技术产业化示范工程”。

利用核反应堆生产60Co是将重水反应堆的不锈钢调节棒更换为60Co调节棒，在不额外增加燃耗和影响反应堆正常发电的前提下生产60Co同位素，将钴调节棒由核电厂运送至加工制造单位，将其加工成60Co成品源，最后使用钴源容器将60Co成品源装载运输至用户。

在国内，以前研究的60Co运输容器的装载量很小，且取得设计许可证的容器也很少，大容量钴源运输容器在国内几乎没有，所以只能通过增加运输次数，来满足国内运输需要。大容量钴源运输容器由于内容物放射性活度水平很高、衰变热很大，仅有加拿大、英国、俄罗斯等少数国家具有设计能力，但其具体设计未公开。因此针对大容量钴源的运输容器在国内的研制尚属首次。本工作在大容量钴源运输容器屏蔽设计中综合考虑多方面因素，使容器在满足结构、热工和力学等要求的前提下符合国家标准对容器外剂量率水平的相关规定。

1 钴源运输容器研究的主要内容及研究方法

1.1 研究内容

容器的屏蔽设计要求在正常和运输中事故条件下保证容器的辐射屏蔽作用，满足GB 11806—2004《放射性物质安全运输规程》[2]的要求，即容器既要解决正常运输条件下的屏蔽问题，又要保证事故条件下容器能经受一定防护材料丧失的考验。

钴源运输容器主要屏蔽材料为铅，铅在辐射防护领域主要用于γ射线的屏蔽。其主要优点为便宜、容易成型、密度较高。缺点为铅属有毒金属，作为放射性废物处置时受限制[3]。

容器主体结构采用立式铅屏容器(图1)，结构主体包括容器筒体、吊篮、屏蔽塞、支座等。容器筒体和屏蔽塞结构采取不锈钢-铅-不锈钢结构，用于辐射屏蔽。吊篮设置在容器内腔中，用来支撑和分隔内容物。

图1 钴源运输容器主体结构Fig.1 Structure of 60Co source transport cask

屏蔽设计依据的标准为GB 11806—2004《放射性物质安全运输规程》(简称规程)。

钴源运输容器为B(U)型Ⅲ级黄货包，规程对此类货包要求如下：

1) 在运输的常规条件下运输工具外表面上任一点的辐射水平应不超过2 mSv/h，而在距运输工具外表面2 m处的辐射水平应不超过0.1 mSv/h；

2) 验证经受运输事故条件能力的试验后“货包仍能保持足够的屏蔽能力，保证在货包内装的放射性内容物达到所设计的最大数量时，距货包表面1 m处的辐射水平不会超过10 mSv/h”。

本文对容器屏蔽设计技术进行了深入的分析和研究，确定了保证容器满足规程要求的各项设计措施。这些设计措施经过相关的试验验证来表明针对大容量60Co运输容器的关键技术制定的设计措施合理有效，充分保证容器在经受GB 11806—2004《放射性物质安全运输规程》中规定的正常运输条件和运输中事故条件下各项试验后容器屏蔽性能的完整性，确保60Co成品源运输的安全。最后将设计计算值与容器装源后的实测结果进行比较，进一步验证屏蔽设计方法的合理性和可靠性。

1.2 研究方法

钴源运输容器结构复杂，在设计中需综合考虑结构、热工、力学、屏蔽多方面的要求，因此在屏蔽设计分析时对容器的精细建模是工作的重点。以往常用的屏蔽设计软件无法模拟如此复杂精细的结构，这些软件在应用时往往需对模型进行大量的简化，从而导致计算结果误差较大，有时无法发现屏蔽薄弱环节，造成剂量率超出国家标准要求，有时又过于保守，造成浪费。因此本设计应用蒙特卡罗方法进行精确的三维建模，并应用一系列减小方差技巧，可得到精确度很高的计算结果。屏蔽设计采用了蒙特卡罗计算程序MCNP[4]和建模程序MCAM[5]。

MCNP 程序由美国Los Alamos国家实验室开发，基于蒙特卡罗方法，能计算中子、光子、电子或耦合中子、光子、电子的输运，也能计算临界系统的特征值。MCNP能准确地描述问题的几何，从而减小建模引入的误差。MCNP程序的缺点是收敛速度慢，尤其对于大系统和深穿透问题，计算耗时非常多，甚至根本得不到结果。这也是蒙特卡罗方法的固有缺陷。因此在本次计算中应用了减小方差技巧，即对容器的屏蔽结构进行分层，并在粒子向计算点输运的方向上不断增加粒子的权重，这样可显著增加到达计算点的粒子数，使计算误差减小，最终得到精度符合要求的计算结果。

MCAM程序是采用现代软件工程方法发展的一个集成的、功能强大的、具有可视化用户界面的蒙特卡罗辐射输运计算建模软件系统[6]。

MCAM程序可实现多种格式的工程模型与蒙特卡罗辐射输运计算模型之间的相互转换，能自动对工程模型进行精确的处理和分析。分析人员可使用多种商用建模系统来建模，然后利用MCAM程序完成频繁的“设计-转换-计算-分析-再设计”的快速迭代过程，从而提高了模拟质量和设计效率，同时MCAM程序还提供了计算结果的可视化等扩展功能[7]。

2 钴源源项

钴源运输容器的内容物为60Co成品放射源，其设计最大装量为20万Ci(7.4×1015Bq)。

此次屏蔽设计考虑最大装量。按保守考虑，吊篮放置有17个成品放射源，其中16个成品放射源的平均活度为1.2万Ci(4.44×1014Bq)，1个成品放射源的平均活度为0.8万Ci(2.96×1014Bq)。

60Co核素按照每次衰变释放出的射线能量为1.173 2和1.332 47 MeV、分别占的比例为0.5和0.5考虑，总γ源强度为1.85×1016MeV/s。屏蔽计算时，每根60Co成品放射源均被看作1个独立的圆柱体型均匀分布源。

3 60Co成品源运输容器屏蔽分析

3.1 屏蔽计算模型描述

正常条件下，屏蔽计算采用的模型如图2所示。图3为计算点布置，计算采用的坐标原点为内筒底部中心。

图2 屏蔽计算采用的模型Fig.2 Model of shielding calculation

根据力学模拟计算，在事故条件下，容器的铅层厚度减少量最大为0.52 cm，再考虑容器变形的因素，本文将正常条件模型的铅厚度减少1 cm(侧壁、顶部以及底部均减少1 cm)后作为计算事故条件下的模型。

3.2 计算结果

此容器在初步设计时发现顶部不锈钢压盖边缘处剂量率为1.15 mSv/h，由于在工程设计中需考虑2倍的安全裕量，则此处考虑安全裕量后的剂量率水平为2.30 mSv/h，超过了规程要求的2 mSv/h。

图3 计算点布置Fig.3 Distribution of calculation point

此处出现高剂量率的原因是：通过容器的内部结构可看到不锈钢结构和铅结构的相对位置，上部的铅屏蔽塞为圆台形，铅塞和侧面铅屏之间有缝隙。一般在设计中端塞的棱台宽度设置大于缝隙宽度的2倍，但由于此容器的端塞为铅制，重量较大，如果棱台宽度大会导致端塞过重，影响筒体的稳定性，所以在设计中棱台的宽度不足缝隙宽度的2倍，因此铅塞和侧面铅屏之间的缝隙成为容器屏蔽的薄弱点，而顶盖的边缘恰好处于缝隙位置。

针对屏蔽体的薄弱点对容器设计进行了改进，即将压盖的半径增加0.5 cm，以此来增加对缝隙处的屏蔽，改进后顶盖边缘处的剂量率降至0.58 mSv/h。图4为容器结构改进前后的对比。

图4 钴源运输容器结构改进前后对比Fig.4 Structure improvement of 60Co source transport cask

以下为设计改进后的相关计算结果。

正常运输条件下各位置的剂量率示于图5。

图5 正常运输条件下各位置的剂量率Fig.5 Dose rate at calculation point under normal transport condition

表1列出了正常运输条件下计算数据与实测数据的对比及事故后剂量率计算结果。

从表1可看出：容器侧表面的中部出现侧面剂量率峰值0.302 mSv/h。上表面的排气孔开孔处出现上表面剂量率峰值0.706 mSv/h。容器底部中心出现底部剂量率峰值0.073 5 mSv/h，底部峰值出现的主要原因是底部的排水管在中心位置有一段直管段，虽然未贯穿，但仍导致这个位置屏蔽厚度略薄，但这个峰值的剂量率仅为0.073 5 mSv/h，考虑安全裕量后仍小于规程要求。

4 结论

1) 钴源运输容器结构复杂，因此在屏蔽设计分析时对容器的精细建模是工作的重点。本设计应用蒙特卡罗方法进行精确的三维建模，并应用一系列减小方差技巧，得到精确度很高的计算结果。剂量率计算结果的统计误差均小于5%，计算结果可信。

2) 钴源运输容器在初步计算时发现顶盖边缘处剂量率超过了规程要求的2 mSv/h。因此对设计进行了改进，将压盖的半径增加0.5 cm，改进后顶盖边缘处的剂量率降至0.58 mSv/h，在考虑2倍安全裕量的情况下仍满足规程要求。

表1 剂量率计算数据及其与实测数据对比Table 1 Calculation result of dose rate and comparison with measurement result

3) 钴源运输容器在正常运输条件和事故条件下的剂量率水平均满足规程要求。设计计算值与容器装源后的实测结果符合较好，进一步验证了设计中所采用的屏蔽计算方法的合理性和可靠性。

[1] 朱丽兵,周云清,丁捷,等. CANDU重水反应堆钴调节棒组件结构设计[J]. 原子能科学技术,2010,44(增刊)：418-422.

ZHU Libing, ZHOU Yunqing, DING Jie, et al. Cobalt adjuster rod assembly structural design in CANDU deuterium uranium reactor[J]. Atomic Energy Science and Technology, 2010, 44(Suppl.): 418-422(in Chinese).

[2] GB 11806—2004 放射性物质安全运输规程[S]. 北京：中国标准出版社，2004.

[3] 潘自强. 辐射安全手册[M]. 北京：科学出版社,2011：134.

[4] 毛亚蔚. MCNP程序开发：中子和光子屏蔽计算[R]. 北京：中国核电工程有限公司，2003.

[5] WU Y, FDS Team. CAD-based interface programs for fusion neutron transport simulation[J]. Fusion Engineering and Design, 2009, 84: 1 987-1 992.

[6] MCAM用户手册[R]. 合肥：中国科学院等离子体物理研究所,2009.

[7] 曾勤,卢磊,李莹,等. 蒙特卡罗粒子输运计算自动建模程序MCAM在ITER核分析建模中的应用[J]. 原子核物理评论,2006,23(2)：138-141.

ZENG Qin, LU Lei, LI Ying, et al. Application of automatic modeling code for Monte Carlo particle transport for ITER nuclear analysis[J]. Nuclear Physics Review, 2006, 23(2): 138-141(in Chinese).

Research on Shielding of High-capacity Cobalt Source Transport Cask

XUE Na, WANG Bing-heng, MAO Ya-wei

(ChinaNuclearPowerEngineeringCo.,Ltd.,Beijing100840,China)

High-capacity cobalt source transport casks are used to transport60Co industrial irradiators. The radioactive contents have special features of high-activity and high residual heat, so only a few countries have design capacity. This is the first design project for the self-reliant design of high-capacity cobalt source transport casks. This paper was devoted to key technology in shielding design of these casks. The MCAM code and MCNP code were used for the calculation of the dose rate level outside the cask and the design improvement was applied in the cask to meet the requirements in national standard. A series of test proved the casks have ability to transport high-activity sealed sources safely. Calculation results in design are in well concordance with survey results. It demonstrates the rationality and reliability of the methods used in this shielding design. The patent for the design of high-capacity cobalt source transport casks was obtained. Through the design for cobalt source transport casks, a good foundation is laid for the self-reliant design of spent fuel transport cask.

cobalt source transport cask; shielding design; MCNP code; MCAM code

2014-03-13;

2014-04-18

薛 娜(1982—)，女，陕西兴平人，高级工程师，硕士研究生，辐射安全专业

TL932.1

A

1000-6931(2015)07-1298-05

10.7538/yzk.2015.49.07.1298