CAP1400核電廠堆腔輻射漏束屏蔽設計研究

黎 輝,王夢琪,鄭 征

(上海核工程研究設計院有限公司,上海200233)

正常滿功率運行時,核電廠反應堆堆芯具有極強的放射性,包括中子和光子輻射,需要通過反應堆一次側屏蔽設計以降低到達壓力容器及其以外區域的輻射水平。通常反應堆一次側屏蔽由圍繞堆芯的堆內構件(如吊籃、圍板等)、水隙、壓力容器(RPV)以及混凝土結構等部件組成[1]。由于反應堆堆腔需要考慮通風和事故后卸壓等,所以RPV與一次混凝土屏蔽墻之間需要留有一定的堆腔空間,設置冷卻通風和事故泄壓通道等。因此,穿出RPV的中子和γ射線可經由通風和泄壓通道形成堆腔輻射漏束,泄漏至上部堆腔和下部堆腔相關區域,再經由結構間隙以及人員通道等到達反應堆廠房各相關區域,形成對應的中子及γ射線輻射場。由堆腔輻射漏束所形成的輻射場,一方面會限制正常運行和停堆后工作人員進入,以及增加設備壽期內的受照劑量,另一方面會導致周圍設備和結構材料被中子活化,進而限制設備維護和增加放射性廢物量。因此,通過合理的堆腔輻射漏束屏蔽設計,控制堆腔輻射漏束導致的輻射場至合理可接受水平十分重要。

與傳統的二代核電廠相比,三代非能動壓水堆核電廠CAP1400的反應堆廠房空間布置更加緊湊,這加大了堆腔輻射漏束屏蔽設計難度。同時,為降低設備輻照鑒定代價、控制設備材料活化水平、降低集體劑量并提高人員可達性,CAP1400核電廠對功率運行期間反應堆廠房內的維修平臺、運行平臺等區域的輻射劑量水平控制在1 mSv/h以內,相比而言傳統二代電廠的輻射劑量率水平(例如秦山第一核電廠達到10 mSv/h)要求更加嚴格。因此,CAP1400核電廠通過設計研究,在近RPV區域關鍵的輻射漏束通道處設置堆腔輻射漏束屏蔽體達到控制輻射源頭的效果,優化整體屏蔽設計。

近RPV區域屏蔽設計,其所處位置一般是冷卻通風通道、事故泄壓通道及RPV保溫層等多功能交匯區,且該區域環境條件(強輻照、高溫等)惡劣,屬于多專業高難度綜合性設計,設計過程中需兼顧安全性和經濟性,同時確保各功能需求,使輻射場可合理達到的盡量低,是典型的輻射防護最優化設計問題。

本文開展CAP1400核電廠堆腔輻射漏束屏蔽設計優化研究,介紹CAP1400反應堆堆腔特點和屏蔽設計及分析方法,介紹CAP1400堆腔屏蔽設計優化方案,并對結論進行分析和說明。

1 CAP1400堆腔輻射漏束屏蔽設計的必要性

1.1 CAP1400堆腔特點

CAP1400是自主研發的第三代非能動先進壓水堆核電機組,為兩環路設置,熱功率為4 040 MW,反應堆廠房采用雙層安全殼,內層為鋼制安全殼,外層為混凝土安全殼。CAP1400采用模塊化設計和施工技術,提高施工建造速度;CAP1400反應堆廠房采用緊湊式設計和布置理念,以降低建造成本。因此,CAP1400堆腔相關區域的布置相對較為緊湊。

1.2 CAP1400堆腔屏蔽設計的重要性

根據CAP1400設計特點,若在堆腔中不設置中子屏蔽組件,反應堆廠房中子劑量率、光子劑量率和總劑量率水平的分布如圖1所示。由圖1可知,在未設置中子屏蔽組件情況下,反應堆廠房內的操作平臺有大部分區域的劑量率水平在1.0 mSv/h以上,部分區域甚至在10 mSv/h以上。即使在遠離堆芯的操作平臺區域,其中子劑量率的貢獻仍然十分明顯,這導致相關區域的活化水平不可忽略,不利于正常運行人員進入和設備耐輻照控制,以及停堆后該區域的輻射水平控制。

對于劑量率水平在1.0～10 mSv/h區域,根據CAP1400設計要求,相關區域需張貼“注意-高輻射區”或“危險-高輻射區”的標志,且應該鎖住大門或使用其他適合的方式控制或監督人員進入。同時,該輻射水平下區域停留時間是非常有限的,進入前需要預先監測其輻射水平以確定安全允許的停留時間。

因此,CAP1400電廠在堆腔中進行屏蔽設計,通過設置中子屏蔽組件降低操作平臺在功率運行時的輻射水平。一方面能夠增加人員進出的便利性,并降低停堆后相關區域的輻射水平,另一方面能夠使相關區域的設備輻射環境條件大為改善,有利于核電廠先進性和經濟性的提升。

圖1 中子、光子及總劑量率分布(未設置堆腔屏蔽)Fig.1 The distribution of neutron,photon and total dose rate (without neutron shielding modules)

2 CAP1400堆腔輻射漏束屏蔽設計

2.1 CAP1400堆腔屏蔽設計方案介紹

CAP1400核電廠堆腔輻射漏束有三個主要途徑,分別為:

(1)從RPV底部堆腔與反應堆冷卻劑疏水箱(RCDT)的通道,進入RCDT隔間,再經過垂直通道進入維修平臺和操作平臺;

(2)從RPV支座處堆腔經主管道貫穿件進入蒸汽發生器隔間,之后經蒸汽發生器隔間頂部或垂直通道進入維修平臺和操作平臺;

(3)從RPV支座處堆腔通過換料腔底部密封圈,進入換料腔,并最終進入操作平臺。

為有效降低堆腔輻射漏束對CAP1400核電廠反應堆廠房輻射場的影響,根據對堆腔輻射漏束特點和途徑,結合源頭控制理念,在近RPV區域關鍵的輻射漏束通道處設置了三處中子屏蔽組件(含硼材料),具體如圖2所示。

(1)上部中子屏蔽組件:靠近RPV頂封頭附近。

(2)中部中子屏蔽組件:位于主管道下方RPV與一次屏蔽墻之間堆腔。

(3)下部中子屏蔽組件:靠近RPV底封頭,位于RPV與一次屏蔽墻之間堆腔。

2.2 屏蔽設計方法

2.2.1 設計過程考慮

根據CAP1400堆腔中子屏蔽組件設置需求可知,在設置中子屏蔽組件的最佳位置,需要綜合考慮各方設計需求。在近RPV區域設置的中子屏蔽組件,在區域上與RPV保溫層重疊,尤其是中部和下部中子屏蔽組件,并且還需要考慮事故和通風冷卻通道需求,其中靠近RPV側為熔融物堆內滯留(IVR)流道,另外一側為安全殼再循環冷卻系統(VCS)冷卻通風流道。同時,考慮到此處嚴苛的環境條件,在中子屏蔽材料選材時,除需要考慮中子屏蔽性能外,還要考慮耐輻照、耐高溫、壽期穩定等,即在設計過程中需要考慮屏蔽設計、保溫層設計、材料設計、傳熱分析、結構設計、通風設計和IVR流道設計等聯合協調設計。

圖2 CAP1400核電廠堆腔內中子屏蔽組件布置示意圖Fig.2 The arrangement schematic of neutron shielding modules in the CAP1400 reactor cavity

CAP1400核電廠堆腔輻射漏束屏蔽設計過程中,全面梳理核電廠壽期內不同工況下的設計要求,結合屏蔽材料、屏蔽結構和布置等優化組合,通過隔熱設計、開展輻照和老化試驗等,在確保中子屏蔽組件在滿足輻射屏蔽設計要求的基礎上,還能確保滿足其他各項工程設計要求。

2.2.2 屏蔽計算方法介紹

堆腔輻射漏束屏蔽設計為復雜幾何深穿透問題,中子注量率從堆芯到操作平臺等區域下降了十幾個量級,具有計算尺度大和難收斂的特點,并且在方案研究階段,需要進行多專業聯動迭代計算分析,對計算效率和時間提出了較高要求。

在CAP1400堆腔輻射漏束屏蔽設計中,采用了高精度的蒙特卡羅方法。蒙特卡羅方法由于其強大的幾何模擬能力和高精度數據庫,是國際公認的高精度屏蔽計算方法。但對于大尺度深穿透問題,蒙特卡羅方法存在難收斂的計算特點,在巨大的計算機時間下往往仍難以獲得可信的計數。為了解決MC方法在反應堆廠房輻射場計算過程中的深穿透和難收斂問題,研發先進的全局減方差方法[2,3],提升計算精度和效率,從而釋放計算方法上的保守性。

由上海核工程研究設計院有限公司研發的基于三維離散縱標的全局減方差方法[4,5],基于離散縱標(SN)方法注量率的全局減方差方法利用源偏倚和權窗技巧能有效提高MC計算深穿透問題的計數效率,加速計算收斂。源偏倚可在重要的相空間內抽樣產生更多的對探測器響應貢獻較大的低權重源粒子。權窗根據空間或能量相關的重要性對粒子進行分裂和輪盤賭,能增加到達重要相空間的粒子數,從而實現對全局分布量的加速。同時,利用MC面源續算方法和運行電廠實際測量數據,對計算方法進行了對比驗證,確保了方法的正確性。如圖3所示為全局減方差計算流程,主要計算步驟如下。

(1)建立三維正向SN計算模型,計算得到三維多群正向注量率分布。利用正向注量率計算共軛源強。

(2)建立三維共軛SN計算模型,計算得到三維多群共軛注量率分布。共軛計算源項空間分布在探測器位置,能譜為響應函數能譜,而且能群與正向相反。

(3)讀取三維多群共軛注量率,根據共軛注量率計算源偏倚因子。根據共軛注量率計算MC計算所需的權窗下限。

(4)基于上述生成的權窗參數,進行MC正向輸運計算。

圖3 全局減方差計算流程圖Fig.3 The flowchart of the global variance reduction calculation

圖4 CAP1400反應堆廠房精細化模型示意圖Fig.4 The schematic of the fine model for the CAP1400 containment building

基于高分辨率國內自主開發的蒙特卡羅程序JMCT-S[6,7]建立的CAP1400反應堆廠房輻射場計算精細化模型如圖4所示,通過對結構、模塊、設備、管道等精細化模擬,能夠得到高精度輻射場,有效釋放由于計算模型近似帶來的設計保守裕量,確保CAP1400堆腔輻射漏束屏蔽設計方案在確保安全性基礎上,能夠有效提升經濟性。

基于CPU主頻2.4 GHz,644核并行計算,源粒子數目為5.0×1010個,單次計算時間7.8 h,全模型中人員可達區域計算結果收斂相對均方差小于0.1的網格份額超過90%(包括混凝土區域等人員不可達區域計算結構收斂相對均方差小于0.1的網格份額超過66%)。

2.3 屏蔽設計結果評價

通過對CAP1400核電廠堆腔輻射漏束屏蔽設計和計算分析,最終確定了如圖2的堆腔輻射漏束屏蔽方案。

CAP1400核電廠堆腔設置中子屏蔽組件之后,在正常滿功率運行時由于堆腔輻射漏束導致的反應堆廠房內各相關區域的輻射場如圖5所示。由圖5可知在滿功率運行時,CAP1400核電廠反應堆廠房內的操作平臺及維修平臺等區域劑量率水平基本在1.0 mSv/h以下。而由圖1可知,CAP1400核電廠堆腔未設置中子屏蔽組件時,操作平臺有大部分區域劑量率水平基本在1.0 mSv/h以上,部分區域甚至在10 mSv/h以上。由圖5和圖1對比分析可知,CAP1400核電廠通過堆腔設置中子屏蔽組件,對正常滿功率運行時上部換料腔區域、垂直通道區域、維修平臺及操作平臺區域等輻射水平均有明顯下降,其中由于堆腔輻射漏束導致的輻射水平下降超過1個量級,能夠有效保障人員進入相關區域的控制,降低相關區域設備的輻射環境條件,減少設備活化和放射性廢物量,有力提升電廠運行和管理便利性和經濟性。

3 結論

在核電廠屏蔽設計中實施輻射防護最優化,是多專業共同實施的過程,本文針對CAP1400核電廠堆腔屏蔽設計開展輻射防護最優化應用研究:

圖5 中子、光子及總劑量率分布(設置堆腔屏蔽)Fig.5 The distribution of neutron,photon and total dose rate(with neutron shielding modules)

(1)介紹了CAP1400機組堆腔特點,并提出堆腔屏蔽設計優化的必要性。

(2)針對CAP1400堆腔屏蔽設計,開展了多專業迭代設計,在設計過程中綜合考慮各相關專業需求,尋求最佳設計方案,使輻射場可合理達到的盡量低。

(3)基于蒙特卡羅屏蔽計算方法,建立CAP1400核電廠反應堆廠房精細化模型,計算反應堆廠房三維輻射場,通過研發先進的減方差方法提高計算精度和效率,進而獲得最佳的設計方案,確保了設計的經濟性。

(4)CAP1400核電廠通過在堆腔位置,協調保溫、IVR流道、通風等其他功能需求,通過三組中子屏蔽組件的設置,使關鍵區域輻射場劑量率水平下降超過1個量級,對電廠工作人員進出入受照劑量控制、設備和重要構筑物輻照安全、降低放射性廢物量和集體劑量等均有重要作用。