基于MELCOR与MCNP程序的安全壳剂量率计算方法

史晓磊，许 倩，魏严凇，季松涛

（中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所，北京 102413）

基于MELCOR与MCNP程序的安全壳剂量率计算方法

史晓磊，许 倩，魏严凇，季松涛

（中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所，北京 102413）

严重事故条件下，评估安全壳内的放射性剂量率水平对核电厂严重事故管理、应急响应等环节具有重要指导意义。本工作利用MELCOR程序模拟严重事故序列，计算不同核素组释放进入安全壳内的质量；利用ORIGEN2程序计算不同核素组的堆芯积存量及核素的γ源强；利用MCNP程序计算每组核素100%释放进入安全壳所产生的剂量率水平；最后根据拟合公式求解安全壳剂量率。中核核电运行管理有限公司30万千瓦机组安全壳剂量率的计算结果说明该方法切实可行。

MELCOR；ORIGEN2；MCNP；安全壳剂量率

严重事故条件下，分析安全壳内的环境条件、评估安全壳剂量率水平对于核电厂事故管理、应急响应等环节具有重要意义［1］。目前，国内大多采用MCNP程序［2］计算安全壳剂量率，但利用MCNP计算安全壳剂量率之前需先假设放射性裂变产物释放到安全壳气空间内的份额，而裂变产物释放份额与事故序列紧密相关，对不同的严重事故序列及同一严重事故序列下的不同时间点，放射性裂变产物向安全壳气空间的释放份额差别很大。裂变产物释放份额可通过严重事故分析程序来获得，MELCOR程序［3］是美国Sandia国家实验室为美国核管会（NRC）开发的一个严重事故一体化分析程序，用于模拟轻水堆核电厂严重事故的进程。MELCOR可计算出所模拟的严重事故序列下放射性裂变产物释放到安全壳气空间的质量份额，但没有相应的安全壳剂量率的计算。本文将MELCOR与MCNP结合，研究不同严重事故序列下安全壳剂量率的近似计算方法。

1 计算方法

安全壳剂量率计算方法示于图1。利用ORIGEN2计算堆芯积存量和核素γ源强，为MCNP计算剂量率提供输入数据。利用MCNP分别计算放射性惰性气体、碱金属、卤素100%释放到安全壳气空间所产生的剂量率。利用MELCOR模拟严重事故序列，分别计算放射性惰性气体、碱金属、卤素实际释放到安全壳气空间中的质量。最后根据拟合公式求解总的安全壳剂量率，并绘制剂量率曲线。

图1 安全壳剂量率计算方法Fig.1 Calculating method of containment dose rate

1.1 堆芯积存量和核素γ源强

严重事故条件下，根据放射性裂变产物行为，将对安全壳内剂量率水平贡献最大的核素分为3组：惰性气体、碱金属和卤素。堆芯积存量与反应堆的功率水平、燃耗深度及燃耗历史等有关。采用ORIGEN2［4］计算放射性惰性气体、碱金属和卤素的堆芯积存量，保证计算模型与MELCOR一致，同时用ORIGEN2计算核素的γ源强，为MCNP计算剂量率提供输入数据。假设利用ORIGEN2计算得到的放射性惰性气体、碱金属和卤素的堆芯积存量分别为M1、M2、M4，主要核素的分组列于表1。

表1 严重事故下主要核素分组Table 1 Main radionuclide class compositions

1.2 核素100%释放到安全壳气空间所产生的剂量率

假设放射性惰性气体、碱金属和卤素的释放份额为100%，即进入安全壳气空间内的放射性惰性气体、碱金属和卤素的质量分别为M1、M2、M4，利用MCNP分别计算放射性惰性气体、碱金属和卤素对安全壳剂量率的贡献。主要计算过程如下：

1）将ORIGEN2计算得到的堆芯积存量及各组核素的γ源强输入到MCNP中；

2）利用MCNP模拟安全壳内主要设备及屏蔽墙，建立几何模型，选择需要计算剂量率的探测点x的位置。由于设备及墙的屏蔽作用，在安全壳内的不同位置，剂量率水平有较大差别；

3）利用MCNP分别计算放射性惰性气体、碱金属和卤素100%释放进入安全壳气空间对x处所产生的剂量率水平，分别记为CRM1（t）、CRM2（t）、CRM4（t），t为事故发生后的停堆时间。

1.3 核素实际释放到安全壳气空间中的质量

对于特定核反应堆，建立MELCOR模型的目的是为了获得不同严重事故序列下，放射性裂变产物释放进入安全壳气空间的质量。主要计算过程如下：

1）建立MELCOR模型，划分控制体及流道，并定义相关的控制函数，定义热构件，在堆芯模块、堆腔模块、衰变热模块、放射性核素模块中定义有关的输入参数；

2）模拟严重事故序列，分析事故后果；

3）根据严重事故分析结果，分别计算放射性惰性气体、碱金属和卤素实际释放进入安全壳气空间中的质量，记为m1（t）、m2（t）、m4（t）。

1.4 根据拟合公式求解总的安全壳剂量率

对于某一核素组，放射性裂变产物的释放及迁移行为近似，安全壳气空间中的放射性裂变产物的质量与其所产生的安全壳剂量率水平呈正比关系［5］。对于特定核反应堆，在选定测点下的安全壳剂量率水平由拟合公式（式（1））近似求解。

根据式（1），按照一定的时间间隔，计算x处的剂量率水平，并绘制安全壳剂量率曲线。对于相邻时间间隔内的安全壳剂量率水平，可通过插值法近似求解。

2 计算实例

按照上述方法，计算了中核核电运行管理有限公司30万千瓦机组（简称30万千瓦机组）安全壳放射性剂量率。

利用ORIGEN2计算堆芯积存量和核素γ源强，ORIGEN2的输入参数列于表2。

表2 ORIGEN2输入参数Table 2 Input parameters of ORIGEN2

利用MCNP模拟安全壳内主要设备及屏蔽墙。主要屏蔽墙包括环廊、主设备间、蒸汽发生器间、主泵间，其几何模型示于图2。安全壳内剂量率探测点的位置分别位于安全壳大厅、主设备间及环廊。

利用30万千瓦机组MELCOR模型［6］计算分析了3种典型的严重事故序列：大破口失水事故（LBLOCA，一回路热管段双端剪切，且无任何能动的缓解措施）、小破口失水事故（SBLOCA，一回路热管段破口尺寸6.35cm，且无任何能动的缓解措施）、全厂断电事故（SBO）。主要事故进程列于表3。

图2 安全壳几何模型Fig.2 Geometry model of containment

表3 主要事故进程Table 3 Main accident progress

根据式（1）计算不同时间点的安全壳放射性剂量率，并绘制30万千瓦机组安全壳放射性剂量率曲线，结果示于图3。由图3a、b可看出，对于失水事故，包壳发生破损后，放射性裂变产物开始释放进入安全壳，随着释放量的增加，安全壳剂量率水平也逐渐升高，当堆芯中能够迁移进入安全壳的裂变产物全部释放后，随着核素活度的下降，安全壳剂量率水平也逐渐降低。由图3c可看出，对于全厂断电事故，包壳损伤后，放射性裂变产物释放进入安全壳的份额相对较低，在压力容器熔穿后，一回路内积存的裂变产物会释放进入安全壳，使安全壳剂量率水平迅速升高，在到达一个峰值后，由于核素活度的下降，安全壳剂量率水平才开始逐渐降低。

图3 不同事故序列下安全壳剂量率曲线Fig.3 Containment dose rate curves under different accidents

30万千瓦机组并无安全壳放射性剂量率的相关数据，本文选取中核核电运行管理有限公司60万千瓦机组（简称60万千瓦机组）安全壳放射性剂量率曲线［7］进行对比，验证计算结果的合理性。60万千瓦机组低压事故序列（一回路压力低于11MPa，无安全壳喷淋）安全壳剂量率曲线示于图4，根据NUREG-1465的建议，预先假设放射性裂变产物释放进入安全壳的份额，然后利用MCNP计算得到的安全壳大厅和环廊的剂量率曲线［8］。对比图3a、b与图4可见，安全壳剂量率曲线的变化趋势是一致的，对于不同的严重事故序列，安全壳剂量率略有差别，主要是由于60万千瓦机组燃料装载量约为30万千瓦机组的1.76倍，另外，MELCOR计算得到的裂变产物释放份额针对具体的事故序列，而NUREG-1465的建议释放份额相对更保守，包络性更强。总的来说，30万千瓦机组安全壳剂量率曲线是合理的，说明本文提出的计算方法切实可行。

图4 低压事故序列下安全壳剂量率曲线Fig.4 Containment dose rate curve under low pressure accident sequence

3 小结

本文在利用MELCOR程序进行严重事故分析的基础上，结合MCNP程序，提出了一种求解不同严重事故序列下安全壳剂量率的近似计算方法，可用于严重事故管理及应急响应等相关研究。对中核核电运行管理有限公司30万千瓦机组的安全壳剂量率进行计算，结果表明此方法切实可行。

［1］ 史晓磊，刁均辉，魏严凇.秦山核电有限公司严重事故管理导则——设备可用性分析报告［R］.北京：中国原子能科学研究院，2013.

［2］ BRIESMEISTER J F.MCNPTM：A general Monte Carlo N-particle transport code，Version 4BManual，LA-12625-M［R］.USA：LANL，1997.

［3］ GAUNTT R O.MELCOR computer code manual，Volume 2：Reference manual，Version 1.8.5［R］.USA：Sandia National Laboratories，2000.

［4］ CROFF A G.A user’s manual for the ORIGEN2 code，ORNL／TM-7175［R］.USA：Oak Ridge National Laboratory，1980.

［5］ GAUNTT R O.Radio nuclide（RN）package reference manual，NUREG／CR-6199［R］.USA：Sandia National Laboratories，2000.

［6］ 张应超，季松涛.MELCOR 300MWe核电厂计算模型说明［R］.北京：中国原子能科学研究院，1996.

［7］ 杨勇，张强.核电秦山联营有限公司事故情况下安全壳内辐射探测器剂量曲线［R］.北京：中国原子能科学研究院，2010.

［8］ SOFFER L，BURSON S B.Accident source terms for light-water nuclear power plants［R］.USA：Nuclear Regulatory Commission，1995.

Calculating Method of Containment Dose Rate Based on MELCOR and MCNP Codes

SHI Xiao-lei，XU Qian，WEI Yan-song，JI Song-tao
（China Institute of Atomic Energy，P.O.Box275-64，Beijing102413，China）

It is important to evaluate the containment dose rate under severe accident conditions for some aspects of a nuclear power plant，such as severe accident management and emergency response.In this work，the MELCOR code was used to simulate the sequence of severe accidents，calculate masses of radioactive fission products released to containment.The ORIGEN2code was used to calculate theγsource intensity.The MCNP code was used to calculate the containment dose rate when each group of radioactive fission products was all released to containment.The containment dose rate was finally calculated by a fitting formula.This method was used in the 300MW units of CNNP Nuclear Power Operations Management Co.Ltd and was proved to be available.

MELCOR；ORIGEN2；MCNP；containment dose rate

TL364.4

：A

：1000-6931（2015）01-0111-04

10.7538／yzk.2015.49.01.0111

2013-10-21；

2014-05-21

史晓磊（1985—），男，山东青岛人，研究实习员，硕士，核能科学与工程专业