90Sr同位素电池放射源的设计模拟与辐射优化

杨立群,贾楠楠,周 剑,李叶凡,唐 军

(中核四○四有限公司,兰州 732850)

90Sr同位素温差热电池是利用90Sr衰变热,将辐射能转化为电能的同位素电池[1]。电池的放射性热源来自于高放废液的提取,这种清洁能源技术有效利用了核废料的能源潜力,将放射性废液中衰变能转化为电能,并在极地、深海等无法传输传统能源的场合,提供可靠的电力保障。

为了设计和研发可实用的90Sr同位素电池,本研究根据高放废液的测量数据,使用模拟料设计并压制了钛酸锶热源芯块,并使用MCNP软件对放射源的轫致辐射进行相关模拟,提出减少放射源轫致辐射的方法,为提高同位素电池的使用寿命,优化电源结构提供参考。

1 放射源的设计

90Sr与其衰变子体90Y均为纯β衰变源[2]。90Sr和90Y的衰变参数列于表1,90Y的半衰期比90Sr短,在90Sr衰变的第25 d,90Y的产出与消耗达到平衡,原子百分比为90Sr的0.025%,放射性活度与90Sr相同,该状态被称为90Sr-90Y平衡。90Y衰变的能量较高,因此在设计制备放射源时,需要提前设计模拟钛酸锶芯块的组分,根据工艺对芯块与热源包壳进行辐射评估与优化。

表1 90Sr和90Y的衰变参数Table 1 Decay parameters of 90Sr and 90Y

1.1 钛酸锶粉末

核设施运行期间产生的高放废液经过TODGA萃取提锶处理后,可以获得含有大量90Sr同位素的硝酸锶料液[3]。硝酸锶料液的阳离子中含有钙、钡、镁、铁、铅等杂质和锆、钇等衰变产物[4]。该料液经过沉淀、过滤、干燥、粉碎、煅烧转化与二次粉碎,可以获得90SrTiO3粉末。在制备粉末时,应尽可能除去非放射性阳离子,提高90Sr的丰度,增加源项的比发热率。在工艺上,一般要求非放射性沾污低于总阳离子质量的25%。同时,90Sr需要高度纯化,含量大于总阳离子质量的36%。

高放废液核素种类多、放射性强,需要在制备放射性钛酸锶粉末前,对粉末的成分进行预估[5]。表2为预估的钛酸锶粉末主要成分与质量分数,其中90Sr的原子质量占所有Sr离子的60.62%。

表2 90SrTiO3粉末成分Table 2 The composition of 90SrTiO3 powder

根据预估成分,调制的粉末状非放射性88SrTiO3模拟物料示于图1。粉末物料的压片模具为内径2.0 cm的圆柱模,经大于200 MPa压缩强度的压片工艺后,可以获得密度为3.6 g/cm3钛酸锶生胚。

图1 调制的88SrTiO3粉末与压制的生胚Fig.1 Modulated 88SrTiO3 powder and pressed embryo

1.2 陶瓷芯块

放射源的设计热功率为3.34 W。根据90SrTiO3粉末的性质与生胚的测量参数,可以算出90SrTiO3芯块的参数(表3)。

表3 90SrTiO3芯块的参数Table 3 Parameters of the 90SrTiO3 pellet

如图2所示,88SrTiO3生胚采用热制法,烧制温度在1 450 ℃以下,即可获得陶瓷芯块[6]。在成型时,受压片压力与烧制温度的影响,芯块的实际密度会稍有波动。

a——设计芯块;b——热制芯块图2 设计的90SrTiO3芯块与热制的88SrTiO3芯块Fig.2 Designed 90SrTiO3 pellet and heated 88SrTiO3 pellet

1.3 热源包壳

为了隔绝放射源与外界接触,芯块需要封装在一个坚固的包壳内[7]。热源盒的设计图与加工的样品示于图3。根据热仿真模拟,热源盒采用双层包壳设计。热源盒内层包壳外径21.8 mm,总高度16.9 mm,侧壁、底面厚0.6 mm,端盖厚1 mm,采用316不锈钢制造,耐酸碱、高温与钛酸锶腐蚀。外层包壳外径25.1 mm,总高度20.8 mm,侧壁、底面厚度1.5 mm,端盖厚1.8 mm,采用Inconel 625合金制造,耐高温、氧化与海水腐蚀。芯块、内包壳、外包壳间的间隙填充氦气。

a——设计图;b——样品图3 热源包壳的设计与样品Fig.3 Design and sample of fuel cladding

2 轫致辐射模拟

90Sr-90Y产生的高能β射线接近原子核时,受库伦场的影响,电子速度减缓,运动发生偏转,一部分能量被转换为次生X射线,这种现象被称为轫致辐射[8]。在制造放射源时,要综合考虑β与X射线对生产工艺的影响,减轻轫致辐射对人员和设备的损伤。

2.1 放射性芯块

根据90SrTiO3粉末的预估成分,建立放射性芯块的MCNP计算模型,用于模拟电子在陶瓷芯块内的输运与轫致辐射[9]。结果显示,90Sr-90Y产生的电子经芯块材料的慢化,在芯块表面产生了平均注量率为1.21×1011cm-2·s-1的光子与3.97×1011cm-2·s-1的电子。

芯块表面的粒子注量分布示于图4,其中电子主要在0～2 MeV能量区间内,光子主要在0～0.7 MeV范围内。芯块表面的自由空气比释动能率为455.37 Gy/h,放射性强。为了减少工艺人员的受照剂量,芯块的热制工艺必须在屏蔽手套箱内完成。

图4 芯块表面的粒子注量分布Fig.4 Particle flux distribution over the surface of pellet

2.2 热源盒表面

小功率同位素电池的热电转换器件会贴在热源盒上表面,受到芯块辐照。为了选择合适的耐辐照热电器件,需要对热源盒表面的粒子与剂量分布情况进行分析。

人类社会在不同历史时期的社会结构不同，从而形成了不同的治理模式。所谓治理，不同学术领域的人士从不同角度做过阐述。笔者在讨论中借鉴全球治理委员会给出的定义：“治理是各种公共或私人的个人和机构管理其共同事物的诸多方面的总和”[1]。人类社会目前正向全球化、后工业化时代迈进。“全球化进程加速，使复杂性和不确定性因素迅速增长、社会风险急剧增加，要求建立一个具有开放性、包容性、灵活性、负责任的多元主体治理结构”[2]。在这种大环境中，了解社会治理研究进展，对人们正确认识国情，共同维护稳定至关重要。出于上述考虑，笔者做了一次调查。

使用图5所示的热源盒MCNP评估模型,获得了热源盒表面光子和电子的注量分布能谱(图6)。由图6可以看出,放射源辐射出的电子大部分被芯块与包壳慢化,最终逃逸到热源盒表面的极少,平均注量率仅为8.07×107cm-2·s-1。光子的平均注量率为3.45×1010cm-2·s-1,多分布在0.1～0.6 MeV能量区间。热源盒表面平均的自由空气比释动能率为152.78 Gy/h,上表面的为131.26 Gy/h,辐照剂量强,需要提高热电材料的抗辐照性能。

图5 热源盒的示意图Fig.5 Schematic diagram of fuel cladding

图6 热源盒表面的粒子注量分布Fig.6 Particle flux distribution over the surface of fuel cladding

3 放射源的辐射优化

β射线的屏蔽一般采用双层结构,先用低原子量与密度的材料阻挡电子,再用高原子量和密度的材料阻挡次级光子[10]。热电器件的辐照主要来自于轫致辐射产生的光子。为了减少90Sr-90Y源对热电器件的辐照,根据轫致辐射的原理,可以用库伦场弱的低原子量材料来屏蔽优化放射源。可行的低原子量固体材料有石墨、铝和氮化硼。

3.1 芯块包裹方法

为了吸收钛酸锶芯块产生的β射线,降低轫致辐射,可以在放射源与高原子序数材料间增加低原子序数的阻挡材料。三种材料中,铝的可塑性最好,压制的铝箔可以直接作为低原子量屏蔽层包裹芯块。

如图7所示,模拟在钛酸锶芯块外均匀包裹一层0.3 mm厚的铝箔。由于内部空间增加,热源盒内外层包壳的直径与高度参数也同时增加0.6 mm,其他间隙参数不变。

图7 铝箔包裹芯块的屏蔽计算模型Fig.7 A shielding calculation model for aluminum foil wrapped core blocks

用MCNP软件对热源盒的表面进行辐照评估。结果显示,包壳表面的平均自由空气比释动能率为141.6 Gy/h,比原来减少了7%;热源盒上表面自由空气比释动能率为120.67 Gy/h,比原来减少了8%。该优化方法模拟可行,但在热室或手套箱的实际操作中,给放射性芯块包裹贴合的铝箔很难实现。并且铝的还原性较强,跟钛酸锶的相容性差,如果大面积接触,在长期的高温环境下,有与钛酸锶反应的风险。在没有经过热源验证的情况下,该方法的可行性较低。

采用相同的原理,也可以在热源盒内层包壳的内壁上喷涂或镀上一定厚度的氮化硼或石墨,用于降低热源的轫致辐射。但该加工工艺成本较高,在小尺寸热源盒的内壁空间内操作的难度也较大。

3.2 芯块配料的优化

在钛酸锶芯块中增加低原子序数材料,理论上能够减少轫致辐射[11]。在热制法压片工艺的高温环境下,石墨与铝的粉末化学性质活泼,会影响芯块烧制;氮化硼的性质稳定且导热率高,可以作为芯块压制的润滑剂,工艺可行。

模拟在钛酸锶粉末配料中增加了原粉末质量十分之一的氮化硼粉末。假设压片模具与热制环境不变,芯块热制后的密度也不变。增添氮化硼后芯块的物理参数列于表4,此时芯块的尺寸与3.1节中芯块包裹铝箔后的尺寸相同。热源盒的尺寸也与3.1节中相同。

表4 掺杂氮化硼的芯块参数Table 4 Pellet parameters doped with boron nitride

为了评估增添氮化硼粉末后芯块的自屏蔽效果,用MCNP软件对热源盒的表面进行辐照评估。结果显示,包壳表面的平均自由空气比释动能率为134.0 Gy/h,比原来减少了12%;热源盒上表面自由空气比释动能率为112.62 Gy/h,比原来减少了14%。该方法的屏蔽效果比3.1节的方法更明显,且操作更为简单。根据后续实验发现,增添氮化硼后,芯块的热阻有着明显的降低,这对提高电池的热电转化性能有着积极作用。

3.3 增加垫片的方法

在设计热源包壳时,芯块与内层包壳端盖间预留了0.5 mm的间隙裕量。在该间隙中填充低原子序数材料薄片作为减震垫片,理论上能够减少热源盒上表面的光子通量。为了验证该方法的可行性,如图8所示,分别在间隙中填充0.3 mm厚的铝箔、石墨片和立方氮化硼膜,并使用MCNP模拟热源盒上表面的自由空气比释动能率。

图8 热源盒屏蔽计算模型Fig.8 The shielding calculation model of fuel cladding

填充不同材料后热源盒表面的空气比释动能率模拟结果列于表5。由表5数据可以看出,三种材料的薄片都可以减少热源盒上表面的辐射剂量。其中铝的效果最好但还原性较强,石墨操作性差易破损,因此使用氮化硼膜更为可行。屏蔽模拟结果受限于间隙宽度,效果有限。因此需要更改热源盒的设计,增大芯块与内层包壳端盖的间隙,来增加屏蔽垫片的厚度。

表5 填充不同材料后热源盒表面的空气比释动能率Table 5 The air kerma free-in-air rate on the surface of the fuel cladding after filling different materials

在热源包壳直径、宽度与间隙厚度不变的情况下,氮化硼垫片的厚度从0.3 mm逐渐增加至1.5 mm,热源盒的高度也随垫片厚度相应增加。MCNP模拟的外层包壳上表面自由空气比释动能率随垫片厚度的变化曲线示于图9。由图9结果可以看出,随着垫片厚度的增加,包壳上表面的轫致辐射越少。模拟结果证明,该热源盒的优化方案能够有效减少热源盒顶部温差热电材料的受照剂量。

图9 自由空气比释动能率随垫片厚度增加的变化曲线Fig.9 The variation curve of air kerma free-in-air with increasing gasket thickness

4 结论

1) 本研究对90Sr同位素电池使用的钛酸锶放射源进行了成分分析,并根据计算数据设计了钛酸锶陶瓷芯块与热源包壳。

2) 为了辅助生产工艺,在构建完成同位素电池的放射源模型后,使用MCNP软件对放射源芯块与热源盒进行了评估,得到热源盒上表面的自由空气比释动能率为131.26 Gy/h。

3) MCNP模拟结果证明,使用铝箔包裹芯块、优化芯块配料和增加氮化硼垫片的方法都能有效的减少放射源对热电转换器件的辐照。这三种方法的原理是使用低原子序数材料吸收β射线,减少轫致辐射。这些辐射优化方法对减少温差热电器件的能量沉积、提高电池使用寿命、降低屏蔽厚度有积极意义。

4) 三种辐射优化方法都会改变热源盒设计尺寸,改变电池的体积与质量,且包裹铝箔的方法工程可行性较差。因此在制定同位素电池的整体设计方案时,要综合考虑生产成本、屏蔽效果、制造工艺和器件寿命等因素,选择最合适的优化方案。