HTR-PM高温气冷堆乏燃料贮存系统检修辐射防护研究

第44卷第2期(总第260期)辐射防护通讯2024年4月•研究通报•
HTR-PM高温气冷堆乏燃料贮存系统检修辐射防护研究
雷伟俊1,史进1,丁明2,黄淑龙3
(1.华能核能技术研究院有限公司,上海200126;
2.中核武汉核电运行技术股份有限公司,武汉430223;
3.中国辐射防护研究院,太原030006)
摘㊀要:针对HTR-PM高温气冷堆乏燃料贮存系统设备检修时的辐射防护问题,建立了乏燃料贮罐及其相关舱室的三维模型,采用蒙特卡罗方法评估计算了工作人员检修位置处的γ剂量率㊂结果表明:剂量率随评估点位与混凝土平台开口之间距离的增加而快速降低;由于屏蔽罩和混凝土楼板存在孔洞,导致乏燃料装料间混凝土平台孔洞正上方剂量率较高,考虑2倍安全系数,距离孔洞中心50cm范围内剂量率都处于红区范围,应严格限制人员进入此区域;检修设备间内距离孔洞中心30~70cm范围内点位的剂量率处于限定工作区(橙区),人员在此区域内的工作时间应尽量缩短㊂为保障安全,建议开展实体模拟培训,缩短作业时间;设置厚度不小于16cm的铅砂临时屏蔽体,穿戴防护装备;对局部热点去污以降低源项强度㊂
关键词:高温气冷堆;乏燃料贮存系统;辐射防护;蒙特卡罗
中图分类号:TL75文献标识码:A文章编号:1004-6356(2024)02-0008-07
㊀㊀高温气冷堆采用全陶瓷包覆颗粒燃料元件,以氦气作冷却剂,石墨为慢化剂,具有固有安全性高㊁可提供高品质热源和高参数蒸汽㊁可小型模块化设计和建造㊁发电效率高㊁对环境友好等特性,是国际上公认具有第四代核电特征的先进堆型之一[1]㊂2006年2月,国务院正式发布‘国家中长期科学和技术发展规划纲要(2006 2020年)“,将 大型先进压水堆和高温气冷堆核电站示范工程 列为国家重大专项,2021年9月,我国自主建设的球床模块式高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)实现首次临界,进入带核运行状态; 2023年12月,HTR-PM实现商运投产㊂HTR-PM高温气冷堆核电站示范工程反应堆堆芯由流动的球形燃料元件组成,由于其有利的几何形状,可实现不停堆在线换料㊂乏燃料贮存系统是执行不停堆换料功能的重要设施,通过输球管道和专用设备接收从燃料装卸系统卸出的乏燃料球并将其贮存在乏燃料贮罐㊂乏燃料贮存系
统包括乏燃料装料装置㊁地车等专用设备,这些设
备在长时间使用下存在功能失效㊁无法正常操作
等问题,需要进行检修作业㊂然而,燃料元件表面
包覆的石墨层在不停堆换料过程中,由于球与球
之间以及球与堆内结构部件㊁管道壁面之间的碰
撞和摩擦,不可避免地产生一定量的碎片及石墨
粉尘[2-4]㊂这些放射性石墨粉尘在提升气流的夹带下进入乏燃料贮存系统,导致乏燃料贮存系统
存在较高的放射性水平;此外,进入乏燃料贮存系
统的乏燃料球如果不能及时转移至竖井贮存,也
会对检修人员造成极大的辐照风险㊂为保证作业
人员安全,需开展极端工况下工作人员检修位置
处的剂量率评估,并据此制定辐射防护措施㊂
1㊀评估计算模型
㊀㊀工作人员检修位置处的剂量率评估计算采用 8
㊀基金项目:华能集团总部科技项目 HNKJ22-H01高温气冷堆燃料装卸系统运维技术研究 资助㊂
收稿日期:2023-12-20
作者简介:雷伟俊(1986 ),男,2011年毕业于西安交通大学核工程与核技术专业,高级工程师㊂E-mail:wj_lei@hntc.
MCNP程序,建立了乏燃料贮罐㊁乏燃料操作间㊁乏燃料装料间㊁乏燃料检修设备间及各屏蔽层模型,如图1所示㊂具体结构包括:乏燃料贮罐㊁屏蔽罩㊁含硼聚乙烯板㊁混凝土楼板㊁墙壁等
㊂
图1㊀评估计算几何模型
㊀㊀乏燃料装料间混凝土楼板上开有孔洞以便布
置乏燃料装料装置导向管组件,在乏燃料装料装
置故障状态下,人员需进入21.4m层平台或
28m层平台进行检修作业,必要时还需要对局部
热点进行去污操作㊂因此,需要对极端情况下
(乏燃料贮罐位于21.4m层平台孔洞正下方且
无法移走)人员检修作业位置处的辐射剂量率进
行评估计算,计算点位主要布置于21.4m平台孔
洞及28m平台检修口附近,10组共计30个计算
点位㊂以21.4m混凝土平台开孔上表面中心点
处为原点(0,0,0),建立坐标系,各计算点位坐
标列于表1㊂
2㊀源项及材料设置
㊀㊀乏燃料元件从堆芯卸出后,从燃料装卸系统
输送到乏燃料厂房内的乏燃料装料间,然后装入
乏燃料贮罐,在贮罐装满后,由地车屏蔽罩将贮罐
吊装到竖井内贮存㊂乏燃料贮罐㊁装料间及设备
间三维模型如图2所示,计算过程中简化了房间
内的其余非源项设备㊂
乏燃料装料装置处理的是使用后的球状乏燃
料,放射性核素主要是铀裂变后形成的裂变产物㊂
γ射线注量率与剂量率之间的转换因子取自
ANSI/ANS-6.1.1 1977(N666)[5],转换因子列
于表2㊂
贮罐装满状态下乏燃料球数量为40000个,
刚装满的乏燃料球贮罐活度最大,剂量评估依据
保守原则计算采用刚装满的乏燃料球贮罐活度,
具体列于表3㊂
设计中采用碳钢㊁不锈钢㊁混凝土㊁含硼聚乙
烯板等作为屏蔽材料,计算中各材料密度列于
表4㊂基于上述几何模型及参数设置,使用
MCNP程序,计算了乏燃料贮罐满载状态下在出
料管正下方时,各剂量点所受的辐照剂量率㊂
3㊀结果及分析
㊀㊀图3和图4给出了10组点位的γ剂量率的
分布情况㊂可以看出,混凝土楼板孔洞正上方的
γ剂量率水平较高,在乏燃料装料间平台正上方
60cm处剂量率可达到429mSv/h㊂在水平方位
上,随着与孔洞距离的增加,γ剂量率迅速降低,
距离孔洞中心30cm处的γ剂量率最高
(9mSv/h)㊂检修设备间内γ剂量率受高度(z
轴)方向的距离影响相对较低,但因检修口正上方
无屏蔽,孔洞边缘(距孔洞中心20cm)60cm高度
处的剂量率仍可达到接近80mSv/h,而在水平方
位上距离孔洞中心30~70cm处因28m层混凝土
平台的屏蔽,最高γ剂量率降低至0.82mSv/h㊂
9
HTR-PM高温气冷堆乏燃料贮存系统检修辐射防护研究㊀雷伟俊
表1㊀计算点位坐标
装料间第一组
第二组
第三组
第四组
第五组
序号123
坐标(cm)(0,0,60)(0,0,90)(0,0,120)序号123
坐标(cm)(-20,0,60)(-20,0,90)(-20,0,120)序号123
坐标(cm)(-30,0,60)(-30,0,90)(-30,0,120)序号123
坐标(cm)(-50,0,60)(-50,0,90)(-50,0,120)序号123
坐标(cm)(-70,0,60)(-70,0,90)(-70,0,120)
检修设备间第六组
第七组
第八组
第九组
第十组
序号123
坐标(cm)(0,0,720)(0,0,750)(0,0,780)序号123
坐标(cm)(-25,0,720)(-25,0,750)(-25,0,780)序号123
坐标(cm)(-30,0,720)(-30,0,750)(-30,0,780)序号123
坐标(cm)(-50,0,720)(-50,0,750)(-50,0,780)序号123
坐标(cm)(-70,0,720)(-70,0,750)(-70,0,
780)
图2㊀评估计算三维模型
㊀㊀根据‘高温气冷堆核动力厂辐射防护设计准
则“[6],HTR-PM辐射分区的剂量率限制要求列
于表5㊂
考虑2倍安全系数,经计算,乏燃料装料间平
台混凝土楼板水平方向距孔洞50cm内,处于特
许工作区(红区)范围内,剂量率水平较高,人员
应尽量避免在该区域内工作㊂检修设备间平台水
平方向距离检修口边缘5cm外(距离孔洞中心
30cm)的剂量率在限定工作区(橙区)的范围内,
人员在此区域内的工作时间应尽量缩短㊂
在乏燃料装料间内设备出现故障,人员进入
房间检修的情况下,为保障检修人员的安全㊁降低
受照剂量,需要针对混凝土平台孔洞设置临时屏
蔽体,将孔洞周围剂量由特许工作区(红区)降低
至限定工作区(橙区)及以下范围㊂屏蔽材料采
用袋装铅砂,直接覆盖在孔洞上方,评估计算屏蔽
厚度对周围剂量率的影响情况㊂依据剂量率评估
计算结果,孔洞正上方的剂量率水平较高,计算点
位从屏蔽体上表面开始,向上间隔10cm,取1组
共10个点位,如图5所示㊂
假设铅砂颗粒等径,等径颗粒群随机填充的
平均孔隙率为0.359~0.44,计算取0.4,即袋装
铅沙密度为实体铅砖密度的0.6倍㊂模拟计算时
将袋装铅砂简化为立方体,计算了屏蔽层厚度分
别为14cm㊁16cm㊁18cm时各点位的剂量率,计
算结果如图6所示㊂
01
辐射防护通讯㊀2024年4月第44卷第2期
HTR-PM高温气冷堆乏燃料贮存系统检修辐射防护研究㊀雷伟俊表2㊀剂量率转换因子[5]
表3㊀装满状态下的乏燃料贮罐活度
续表3
表4㊀各材料密度
管道屏蔽
屏蔽罐楼板㊁墙壁中子屏蔽源项空气材料Q235B 304L
混凝土含硼聚乙烯板
石墨空气
密度(g /cm 3)
7.8
7.92
2.3
1.02
1.75
0.001205
图3㊀21.4m 平台各点位的γ剂量率的分布
图4㊀28m 平台各点位的γ剂量率的分布
表5㊀辐射分区的剂量限制要求
序号分区
场所剂量率(mSv /h)
说明
Ⅰ监督区(白区)
D ㊃
ɤ0.0025
每周工作40小时
Ⅱ常规工作区(绿区)0.0025<D ㊃
ɤ0.0075
每周工作不超过40小时
Ⅲ间断工作区(黄区)0.0075<D ㊃
ɤ0.03
通常工作时间不超过每周10小时,并依此确定剂量率上限Ⅳ限定工作区(橙区)0.03<D ㊃
ɤ3
工作时间由负责辐射防护的工作人员决定Ⅴ
特许工作区(红区)
D ㊃
>3
临时特准
21 辐射防护通讯㊀2024年4月第44卷第2期
图5㊀
临时屏蔽体评估计算点位
图6㊀剂量率随屏蔽层厚度变化模拟计算结果
㊀㊀可以看出,随着屏蔽厚度的增加各点位的剂量率迅速降低㊂考虑2倍安全系数,在屏蔽厚度为16cm 时,屏蔽体表面及孔洞正上方所有点位
的γ剂量率都降低至3mSv /h 以下,从特许工作
区(红区)转为限定工作区(橙区),人员可在充分防护的状态下进入该区域进行短时间作业㊂
4㊀结论及辐射防护建议
㊀㊀针对高温气冷堆乏燃料贮存系统检修过程中需要人工操作的位置,采用蒙特卡罗方法,利用MCNP 程序,评估计算了位于乏燃料装料间21.4
m 层平台和检修设备间28m 层平台上的10组共
30个点位的γ辐照剂量率㊂研究结论如下:
(1)由于屏蔽罩和混凝土楼板存在孔洞,导
致乏燃料装料间和检修设备间内混凝土平台孔洞正上方剂量率较高,应严格禁止人员进入此区域㊂各点位处,辐照剂量率随着与孔洞距离的增加而降低㊂
(2)乏燃料贮罐在出料管正下方状态下,考
虑2倍安全系数,乏燃料装料间内水平方位距孔洞中心50cm 内点位剂量率几乎都大于3mSv /h,
处于特许工作区(红区)范围内,人员应尽量避免在该区域内工作;检修设备间平台水平方向距离检修口边缘5cm 外的剂量率在限定工作区(橙
区)的范围内,人员在此区域内的工作时间应尽量缩短㊂
(3)在临时屏蔽体厚度不小于16cm 时,可
将孔洞周围剂量由特许工作区(红区)降低至限
定工作区(橙区)及以下范围㊂
针对维修过程中的辐射防护措施,建议如下:(1)开展实体模拟培训,缩短作业时间㊂通
过培训,提高工作人员对于操作步骤和工器具的熟悉程度,缩短维修作业所需时间㊂
(2)建议人员操作时,在剂量率较高的混凝土平台孔洞周围设置临时屏蔽体,以降低作业区域剂量㊂
(3)对待检修设备进行测量,确定设备本身污染水平,对设备表面局部热点进行去污,以降低作业人员受照强度㊂
(4)维修过程中,乏燃料贮罐为开口状态,混凝土平台与平台内的屏蔽体以及屏蔽体与输球管道之间存在缝隙,放射性粉尘及气溶胶存在外溢的可能性,操作人员按照控制标准穿戴相应的空气污染附加防护用品作业㊂参考文献:
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31 HTR-PM 高温气冷堆乏燃料贮存系统检修辐射防护研究㊀雷伟俊
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Study on radiation protection during the overhaul of HTR-PM
spent fuel storage system
LEI Weijun1,SHI Jin1,DING Ming2,HUANG Shulong3
(1.Huaneng Nuclear Energy Technology Research Institute Co.Ltd.,Shanghai200126;
2.China Nuclear Power Operation Technology Co.Ltd.,Wuhan430223;
3.China Institute for Radiation Protection,Taiyuan030006) Abstract:In order to address the radiation protection during equipment maintenance and overhaul of HTR-PM high-temperature gas-cooled reactor(HTGR)spent fuel storage system,a three-dimensional model of the spent fuel storage tank and its related compartments was established.The gamma dose rate at staff maintenance location was calculated using the Monte Carlo method.The results show that:the dose rate decreases rapidly with the increase of the distance between the assessed point position and the opening of the concrete platform; due to the existence of holes on the shielding cover and the concrete floor slab,a high dose rate directly above the holes on the concrete platform of the spent fuel loading room was found.Considering the2-fold safety coef-ficient,the dose rate is in the range of the red zone around50cm from the center of the holes,and the entry of personnel into the area should be strictly limited;the point of radiation protection in the service equipment room is in the range of30-70cm from the center of the holes.The dose rate within30-70cm from the center of the maintenance equipment room is in the restricted working area(orange zone),and the working time of the personnel in this area should be as short as possible.In order to ensure safety,it is recommended to carry out physical simulation training and shorten the working time,to set up a temporary shield of lead sand not less than16cm and protective equipment,and to decontaminate the local hot spots to reduce the intensity of the source term.
Key words:HTGR;spent fuel storage system;radiation protection;Monte Carlo methosd
(责任编辑:任颖芳)
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辐射防护通讯㊀2024年4月第44卷第2期。