海洋核动力平台装卸料过程辐射后果评价研究

杨 文，陈艳芳，巢 飞，邱金荣，姚世卫

（武汉第二船舶设计研究所，武汉 430046）

海洋核动力平台可以满足渤海和南海油气开采工程、岛礁建设的能源需求及保障要求，具有有害气体零排放的优点。作为海洋核动力平台的重要组成部分，海洋核动力平台反应堆堆芯是为系统提供裂变热能的动力装置，也是放射性物质的主要来源。在海洋核动力平台运维保障过程中，伴随着放射性，特别是换料、贮存和运输等工作涉及强放射性的核燃料卸出、装载以及处置，是一项专业性、复杂性和综合性强的涉核工程。为掌握海洋核动力平台涉核物项的安全状态［1，2］，确保工作人员及公众的健康，有效地保护海洋环境，同时减轻核安全管控压力，使海洋核动力平台建设可持续发展，需要对乏燃料和放射性废物处理过程中的辐射防护安全［3］及可信事故进行分析，评价辐射后果及卸料工程对工作人员、公众和海洋环境的影响。

本文首先采用ORIGEN-Ⅱ程序对海洋核动力平台堆芯方案一和方案二进行核素的中子辐照以及衰变计算。然后，采用MCNP和MELCOR程序对海洋核动力平台方案二的乏燃料吊装过程卡滞事故、乏燃料吊装跌落事故、乏燃料冷却异常事故、放射性废物泄漏事故等典型事故进行分析计算，获取精细三维辐射场分布并快速评估出放射性后果。

1 理论模型

1.1 乏燃料放射性核素积累量计算

核燃料中可裂变核素经裂变反应以及裂变产物衰变，将释放出一系列放射性核素。反应堆燃料组件内的放射性源项是装卸料过程各环节产生放射性的源头，可为正常运行、事故情况下的源项分析以及放射性后果评价等提供输入数据，是核安全分析的重要内容之一。目前反应堆堆芯内放射性源项的计算主要通过ORI⁃GEN-II程序［4］完成，该程序通过模拟核燃料循环计算堆芯内放射性物质的积累和衰变，已被国内外研究机构广泛应用于源项分析。因此，本文采用ORIGEN-Ⅱ程序对堆芯进行核素的衰变以及中子辐照计算，从而确定燃料贮存水池［5］、运输容器以及废物库的放射性核素活度、质量和热负荷等。

1.2 三维辐射场计算

乏燃料组件中含有大约300多种核素，在后处理过程中会放出缓发中子、α射线、β射线和γ射线，其中γ射线对人员和环境产生的辐射危害最严重。在开展乏燃料组件屏蔽计算分析时，主要计算其放出γ射线对附近人员和周围环境的辐射效应。美国洛斯-阿拉莫斯国家实验室开发的MCNP程序［6］在核物理、辐射屏蔽等模拟计算方面得到了广泛的应用，模拟计算结果准确性较高。因此，本文应用ORIGEN-Ⅱ程序获取乏燃料组件的源项分析结果，采用MCNP程序对乏燃料吊装过程卡滞事故、乏燃料冷却异常事故、放射性废物泄漏事故等典型核事故进行分析计算，获取事故下的精细三维辐射场分布。

1.3 气载放射性核素扩散计算

乏燃料组件在吊装过程中可能因吊装设备受损掉落至地面，导致燃料元件部分破损，乏燃料碎片撒落至地面，同时，伴随着燃料元件包壳的破损，元件中的裂变气体逸出。裂变气体逸出后，迅速扩散至整个工作场所，工作场所空气中的放射性核素含量迅速增大。MELCOR程序［7］是美国Sandia国家实验室开发的一个严重事故一体化分析程序，可模拟事故进程中放射性裂变产物的释放、迁移以及最终释放到环境中的情况。因此，本文通过MELCOR程序模拟乏燃料跌落事故下放射性裂变产物的迁移过程，得到释放到工作场所内的质量份额，并通过质量、放射性活度与剂量率转换关系［8］，获取工作场所内人员的内照射和外照射剂量。

1.4 放射性后果评价

基于各放射性核素活度开展放射性后果评价，主要包括吸入气载放射性物质造成的内照射有效剂量和浸没在放射性烟羽中造成的外照射有效剂量。

浸没外照射有效剂量［9，10］由下式计算：

式中：Dout——浸没外照射有效剂量，Sv/h；

DCFout，i——核素i的浸没外照射有效剂量转换因子，Sv∙m3/（Bq∙h）；

Ri，j——核素i在时间段j内释放的放射性量，Bq。

吸入内照射有效剂量用下式计算：

式中：Din——吸入内照射有效剂量，Sv/h；

DCFin，i——核素i的吸入内照射有效剂量转换因子，Sv/Bq；

Rij——核素i在时间段j内释放的放射性量，Bq；

（BR）j：时间段j内的呼吸率，m3/h，一般取1.2 m3/h。

1.5 计算流程

如图1所示，从海洋核动力平台事故状态分析出发，作为源项计算和辐射场计算的输入；然后，采用ORIGEN-Ⅱ程序对燃料组件进行核素的中子辐照以及衰变计算，从而确定堆芯累积、贮存水池、换料过程的放射性核素活度、质量和热负荷等；其次，以典型海洋核动力平台工作场景为对象，对典型核事故进行建模计算，获取三维辐射场数据，为辐射后果评价计算提供输入。最后，根据辐射场计算结果，对工作人员和应急救援人员的放射性后果开展评价，给出关键器官剂量当量和全身有效剂量的预期剂量、可防止剂量和剩余剂量。

图1 海洋核动力平台装卸料辐射计算流程图Fig.1 Flowchart of source term and radiation calculation of the marine nuclear power platform

2 源项计算结果

本文采用ORIGEN-Ⅱ程序对堆芯方案一（平均卸料燃耗深度为450等效满功率天）和方案二（平均卸料燃耗深度为560等效满功率天）进行核素的中子辐照以及衰变计算，从而确定堆芯累积的放射性核素活度、质量和光子能谱等。

2.1 方案一放射性核素积存量

根据方案一设计的等效满功率天运行历史，记录热态满功率燃耗过程和卸料换料过程中的核素组成和光子能谱。表1给出了热态满功率燃耗过程全堆芯重要同位素装量随燃耗的变化。可以看出，235U、238U、239Pu、241Pu等核素质量在整个燃耗过程中与最终安全分析报告（FSAR）结果相比较，吻合良好。表2给出了方案一反应堆停堆时刻放射性核素活度计算结果与FSAR结果的比较。可以看出，典型核素放射性活度的偏差在3%以内，满足计算精度要求。

表1 方案一燃耗过程全堆芯重要同位素装量的偏差Table 1 Deviation of the amount of important isotopes in the entire core during the burnup process of plan-A

表2 方案一停堆时刻放射性核素活度比较Table 2 Comparison of radionuclide activity at shutdown time of plan-A

2.2 方案二放射性核素积存量

根据方案二设计的等效满功率天运行历史，记录热态满功率燃耗过程和卸料换料过程中的核素组成和光子能谱。表3给出了热态满功率燃耗过程全堆芯重要同位素装量随燃耗的变化。可以看出，235U、238U、239Pu、241Pu等核素质量在整个燃耗过程中与FSAR结果相比较，吻合良好。表4给出了方案二反应堆停堆时刻放射性核素活度计算结果与FSAR结果的比较。可以看出，典型核素放射性活度的偏差在5%以内，满足计算精度要求。

表3 方案二燃耗过程全堆芯重要同位素装量的偏差Table 3 Deviation of the amount of important isotopes in the entire core during the burnup process of plan-B

续表

表4 方案二停堆时刻放射性核素活度比较Table 4 Comparison of radionuclide activity at shutdown time of plan-B

续表

3 辐射场计算结果

本文基于海洋核动力平台方案二源项分析结果，采用MCNP和MELCOR程序对乏燃料吊装过程卡滞事故、乏燃料吊装跌落事故、乏燃料冷却异常事故、放射性废物泄漏事故等海洋核动力平台典型事故进行分析计算，获取事故下的精细三维辐射场分布。

3.1 乏燃料吊装卡滞事故

本文采用MCNP程序对乏燃料吊运容器以及转运通道精细建模，共有315个空间统计单元。乏燃料吊装卡滞故障的光子源强由海洋核动力平台源项计算提供的堆芯总源强，光子源强为4.69×1013。乏燃料吊车卡滞故障的辐射场分布由MCNP程序计算，计算结果如图2所示，单位是mSv/h。可以看出，剂量率分布随着离故障地点的距离增大而减少，最大值约为8 mSv/h。

图2 乏燃料吊车卡滞故障辐射场计算结果Fig.2 Radiation field calculation results of spent fuel stuck accident

3.2 乏燃料吊装跌落事故

针对停堆换料吊装过程中发生的跌落事故进行分析，首先采用MCNP程序进行建模计算出贯穿辐射场分布，具体过程与乏燃料吊装卡滞事故一致；然后，通过MELCOR程序模拟乏燃料跌落事故下放射性裂变产物的迁移过程，得到释放到工作场所内的质量份额，并通过质量、放射性活度与剂量率转换关系，获取工作场所内工作人员的内照射和外照射剂量率，如图3～图5所示。可以看出，气载核素由于位差、密度差、热泳扩散等作用在工作场所内迁移，跌落地点的放射性活度最高达到2.9×1010Bq/m3，并随着气载核素的扩散逐渐降低，在18小时时刻时，最大气载放射性核素活度为1.1×107Bq。放射性浓度的降低势必导致内外照射剂量率的降低，在18小时时刻时，最大外照射剂量率为9.8 mSv/h，最大内照射剂量率为88 mSv/h。

图3 乏燃料吊装跌落事故放射性活度分布图Fig.3 Radioactivity distribution of spent fuel falling accident

图5 乏燃料吊装跌落事故内照射剂量率效果图Fig.5 Internal exposure dose rate distribution of spent fuel falling accident

图4 乏燃料吊装跌落事故外照射剂量率效果图Fig.4 External exposure dose rate distribution of spent fuel falling accident

3.3 乏燃料贮存水池水位低事故

保存水池补充水不及时导致保存水池液位降低。乏燃料贮存水池水位低事故的辐射场分布由MCNP程序计算，计算结果如图6所示，单位是mSv/h。可以看出，剂量率分布随着离事故地点的距离增大而减少，剂量主要集中在贮存水池上方，最大值约为9600 mSv/h。

图6 乏燃料贮存水池水位低事故剂量率效果图Fig.6 Dose rate distribution of low water level accident in spent fuel storage pool

3.4 放射性废物泄漏事故

按照放射性活度保守估计，针对年放射性活度，采用MCNP建模计算，放射性废物泄漏发生地点设置为体源，计算结果如图7所示，单位是mSv/h。可以看出，剂量率分布随着离事故地点的距离增大而减少，最大值约为1.4×10-6mSv/h。

图7 放射性废物泄漏事故剂量率效果图Fig.7 Dose rate distribution of radioactive waste leakage accident

4 结论

本文针对海洋核动力平台卸换料过程，首先采用ORIGEN-Ⅱ程序对堆芯方案一和方案二进行核素的中子辐照以及衰变计算，从而确定堆芯累积的放射性核素活度、质量和光子能谱等。然后，采用MCNP程序和MELCOR对乏燃料吊装过程卡滞事故、乏燃料吊装跌落事故、乏燃料冷却异常事故、放射性废物泄漏事故等海洋核动力平台典型事故进行分析计算，获取事故下的精细三维辐射场分布。该研究可为海洋核动力平台核安全分析和核应急决策支持系统提供重要技术支持参数。