屏蔽设计和剂量评价QAD-CGA HTR-PM燃料运输管道的计划

文摘

采用球形燃料元件在高温气冷堆pebble-module (HTR-PM)。将不断排放的燃料元素从反应堆堆芯和运输燃料运输管道反应器操作期间,导致空间不同剂量外的管道。在这种情况下,剂量评价面临着两大挑战,包括动态源条件和管道不同长度和形状。本研究试图处理这些挑战HTR-PM通过综合计算使用QAD-CGA计划并设计相应的屏蔽的管道。在计算,假设一个球形燃料元件在不同位置的管道,和相应的剂量计算的贡献。在不同的位置,通过整合剂量贡献的剂量的兴趣点可以获得。总剂量进一步确定根据假定燃料元素运输5 m / s的速度和总6000每天运输燃料元素。两种类型的燃料运输管道和两个源被认为是,即,the spent fuel element transport pipelines with corresponding spent fuel source term and the different burn-up fuel element transport pipelines with the average burn-up fuel source term. Doses at different points of interest were calculated with no shielding scenario and with lead shielding of different thicknesses scenario. To evaluate the shielding effect, the dose limit of the orange radiation zone of HTR-PM and the radiation damage thresholds from NCRP report No.51 were both adopted. The calculated results show that, for pipelines that transport the spent fuel, a 4 cm lead shielding will be enough. And for pipelines that transport fuel elements with different burn-up, a 5 cm lead shielding will be added. The method and results can provide valuable reference for other work of HTR-PM.

1。介绍

高温气冷反应堆pebble-module (HTR-PM)是中国的山东省进行调试。它有很多特点有别于传统的压水反应堆(1- - - - - -5]。采用球形石墨涂层组件HTR-PM反应堆燃料元素。每个球形燃料元件直径60毫米,约8000 UO涂层₂内核。在反应器的操作过程中,球形燃料元素将被删除并重新加载到核心定期通过燃料运输管道6]。没有足够的屏蔽、管道外的剂量率过高,由于辐照球形燃料元素严重激活。在实际工程设计中,两种类型的管道是值得关注。一个是乏燃料元素运输,另一种是为运输燃料的元素与不同燃耗。两个球面的运输燃料元素包括动态源项。此外,管道的长度因地而异,导致不同的剂量在每种情况下。

屏蔽计算的蒙特卡罗模拟方法和经验公式近似计算方法通常使用。蒙特卡罗方法可以处理复杂的几何结构、材料组成、和源项,通过模拟真实的粒子输运过程,如散射、透射和吸收。广泛使用的基于蒙特卡罗方法包括MCNP软件(7- - - - - -9),丙烯酰胺(http://www.fluka.org/fluka.php;(10],GEANT4 [11,12),等等。然而,蒙特卡罗方法通常需要较长的计算时间。QAD-CGA程序,基于点核集成技术,特别适用于处理屏蔽设计问题在简单的几何结构。粒子的散射近似的形成因素(13,14]。比较和验证后,在简单的几何模型中,QAD-GCA程序具有计算速度快和准确的结果15- - - - - -19]。沿着管道的剂量评估仅涉及一个简单的几何图形,但是需要重复计算不同来源的条件。这些特性使QAD-CGA适合剂量的计算程序。

出于上述原因,QAD-CGA用于计算剂量移动引起的燃料元件在这项研究中。剂量率由燃料元件在不同位置计算的兴趣点。基于燃料元件的速度,总剂量的兴趣是通过集成计算剂量率与燃料元件的持续时间在每个位置。这种方法应用于计算一个乏燃料元素的逐点详述的剂量率,平均每天每小时的剂量率从6000年的元素,和40年从6000个元素的累积剂量每天不同的情况下。结果与橙色的辐射的剂量限制HTR-PM区和辐射的阈值宽容不同的材料从NCRP报告51。

2。方法

2.1。源项

球形燃料元件将通过燃料运输管道平均5 m / s的速度。需要考虑两种类型的来源方面:(1)乏燃料和(2)的平均燃耗燃料,这是为燃料元素运输不同燃耗。通常情况下,将会有6000个元素每天通过管道。

源项的平均燃料燃耗计算假设下燃料元素具有不同周期的比例数字(1 - 4、5 - 8、9 - 12、13 - 14日、15),分别为1.2/15,1.1/15,1.0/15,0.9/15,0。

KORIGEN代码采用计算γ源项。KORIGEN奥利金的卡尔斯鲁厄版本代码(20.橡树岭国家实验室开发的,其中包含一个更新的核素库为高温气冷反应堆截面数据。KORIGEN计算反应堆的放射性核素在平衡库存,通过求解确定性微分方程。它可以计算辐照热和快中子光谱(21- - - - - -24]。

从KORIGEN计算,将会有60多个放射性核素在乏燃料元件(25]。图1显示了两个源的伽马射线强度而言,来自放射性核素的库存。乏燃料源项,总伽马密度是7.67×10¹²γ/ s。平均燃耗燃料源项,总伽马密度是1.25×10¹³γ/ s。

2.2。几何模型

燃料运输管道的外直径69毫米的厚度是2毫米如图2。管道采用不锈钢的密度为7.8克/厘米³。其主要成分是铁和还含有杂质,如碳、硅、锰、镍、铬、钛。在计算,管道的组成是简化为铁。选择感兴趣的点都是在中间的管道。感兴趣的一个点之间的距离定义为Dpi和外部的管道。

乏燃料的管道运输,两个场景被认为:没有屏蔽,4厘米铅屏蔽。管道运输燃料元素不同燃耗,三个场景被认为:没有屏蔽,铅屏蔽4.5厘米,5厘米铅屏蔽。

球形燃料元件动作时从左边到右边的管道,其剂量贡献的兴趣点在不同位置的管道可能差别很大。在这个工作中,采用以下方法计算利息的总剂量一度由球形燃料元件通过管道。

以5米长的管道为例,左半部分可分为13段,如图2公元前,AB, CD LM都是20厘米长度(总共12段),和锰是10厘米的长度。

剂量从球形燃料元件定义一个兴趣点在其运动在AB段D_AB。D_AB可以保守计算 在哪里d_B的剂量率是球形燃料元件点B和t_B是燃料元件所需的时间通过AB段。

对于其他部分,计算方法是类似的。由于感兴趣的点是位于中间的管道,由于对称关系,球形燃料元件提供相同的剂量一个兴趣点时在左半部分和右半部分。然后,球形燃料元件的剂量的利益在其运动在整个管道(D可以计算)

2.3。剂量限制

我们关注的是和D_{40 y},定义如下:平均每天每小时的剂量率从6000个元素,mGy / h,这可以通过方程计算(3);D_{40 y}40年的累积剂量是每天6000个元素,可以通过方程计算Gy (4)。

为D_π= 30厘米,剂量限制的应该3 mGy / h,橙色的上限价值辐射HTR-PM区。

为D_{40 y},它主要是用来评估材料辐射损伤。两个担心辐射损伤阈值表中列出151号(NCRP报告)[25]。

3所示。结果与讨论

3.1。管道运输的乏燃料

乏燃料的管道运输,两个场景被认为是:管道没有屏蔽,4厘米铅屏蔽。

首先,对于每一个情况下,逐点详述的剂量率应由一个乏燃料元素计算。图3展示了一种逐点详述的剂量率的计算结果。它是相对于一个点感兴趣的Dpi = 30厘米和5米的管道没有屏蔽的情况。

从图3可以看到,在B点,剂量率是239 mGy / h,而N点的剂量率增加到2.09×10⁴mGy / h, 2数量级高于B点的剂量率。它可以得出的剂量的兴趣点主要受段中间的管道附近。

然后,基于逐点详述的剂量率的结果,和D_{40 y}结果不同的Dpi和管道长度可以通过方程计算(3)和(4)。

图4显示了平均每小时剂量率在不同的Dpi5米管道的位置,从这可以看出,对于管道没有屏蔽的情况,Dpi= 30厘米的位置,= 318 mGy / h;而在Dpi= 500厘米的位置,= 5.99 mGy / h,这降低了两个数量级。为4厘米的管道铅屏蔽的情况下,在Dpi= 30厘米和500厘米2.86 mGy / h和9.74×10⁻²分别mGy / h。可以画,4厘米铅屏蔽可以减少剂量率在相同的兴趣点与Dpi近两个数量级。

图5显示了计算D_{40 y}结果在不同的Dpi 5米管道的位置,从这可以看出,对于管道没有屏蔽的情况,Dpi= 30厘米的位置,D_{40 y}= 1.11×10⁵Gy;而在Dpi= 500厘米的位置,D_{40 y}= 2.1×10³Gy,也降低了两个数量级。为4厘米的管道铅屏蔽D_{40 y}在Dpi= 30厘米和500厘米1000 Gy和34.2 Gy,分别。同样,作为 ,铅屏蔽可以减少4厘米D_{40 y}与相同的兴趣点Dpi了近两个数量级。

表2列出了和D_{40 y}值在Dpi= 30厘米为1 - 5米长度的管道的位置。计算结果表明,当管道长度从1米到5米,在Dpi= 30厘米从227 mGy /小时增加到318 mGy / h,而铅屏蔽了4厘米,在Dpi从2.72 mGy / h = 30厘米增加到2.86 mGy / h时,管道的长度从1米到3米。但是,当管道长度增加从3米到5米,和D_{40 y}不会增加,由于两端贡献很小剂量的兴趣很长管道。与3 mGy / h的剂量限制,4厘米铅屏蔽应适合不同长度的管道。

同时,与辐射损伤阈值在表列表1铅屏蔽,4厘米,最高D_{40 y}是1000 Gy,低于塑料失去抗拉强度和天然橡胶失去弹性的阈值。

3.2。对于管道运输燃料元素不同燃耗

管道运输燃料元素不同燃耗,平均燃耗燃料采用源项。表3列出的计算结果和D_{40 y}1 - 5米长度的管道Dpi= 30厘米的位置。三个场景被认为:没有屏蔽,铅屏蔽4.5厘米,5厘米铅屏蔽。

从表3可以看出,在没有防护的情况下,从371 mGy /小时提高到518 mGy / h为1 - 5 m管道。4.5厘米铅屏蔽,可以减少2个数量级,但仍高于3 mGy / h的剂量限制。5厘米铅屏蔽,可以减少到低于3 mGy / h。类似于乏燃料运输的情况下,这种现象的发生和D_{40 y}没有增加,当管道长度从2米到5米增加铅屏蔽的情况。这也是因为斜长管道的主要盾牌两端大大减弱了剂量。

同时,与辐射损伤阈值在表列表15厘米铅屏蔽,最高D_{40 y}是908 Gy,低于塑料失去抗拉强度和天然橡胶失去弹性的阈值。

所以,5厘米铅屏蔽应该添加管道运输燃料元素不同的燃耗。

4所示。结论

在这部作品中,辐射防护设计和剂量评价进行HTR-PM反应堆燃料运输管道,使用屏蔽计算软件QAD-CGA程序。两种类型的燃料运输管道被认为,即。,the spent fuel element transport pipelines and different burn-up fuel element transport pipelines. Correspondingly, two source terms were adopted: one is the spent fuel source term and the other is the average burn-up fuel source term. The moving process of a fuel element is discretized and dose calculations were performed to fuel elements at different positions. These doses were integrated with the moving time to obtain the total dose. For pipelines that transport the spent fuel, two scenarios were considered: with no shielding and with a 4 cm lead shielding. For pipelines that transport fuel elements with different burn-up, three scenarios were considered: with no shielding, with a 4.5 cm lead shielding, and with a 5 cm lead shielding. For each case, the point-by-point dose rate by one spent fuel element, the average hourly dose rate from 6000 elements per day, and the cumulative dose of 40 years from 6000 elements per day were calculated. Different Dpi and pipeline lengths were considered. To evaluate the shielding effect, the HTR-PM’s orange radiation zone dose limit of 3 mGy/h and the radiation damage thresholds from NCRP report 51 were both adopted. The calculated results indicate that, for pipelines that transport the spent fuel and different burn-up fuel elements, a 4 cm and a 5 cm lead shielding should be added separately.

数据可用性

使用的数据来支持本研究的发现可以从相应的作者。

的利益冲突

作者宣称没有利益冲突。

确认

这项工作是由中国国家自然科学基金(批准号11875037)和重点实验室先进的反应堆的基础工程和安全,教育部(批准号阿瑞斯- 2018 - 08年)。

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