高通量堆热交换器高能γ辐射屏蔽优化蒙卡模拟

雷鸣　刘鹏

摘 要：该文采用MCNP5程序对高通量工程试验堆（HFETR）主热交换器厂房内剂量当量分布以及不同厚度屏蔽材料的屏蔽剂量进行蒙卡模拟计算，并将5种不同常用屏蔽材料（重晶石混凝土、磁铁矿混凝土、铅、铅玻璃、304不锈钢）跟厂房现有材料（普通混凝土、铸铁）屏蔽性能进行比较分析。根据IAEA标准的剂量限制建议，模拟结果表明：该控制区1～10人小时/周的居留时间的剂量限制条件下，现有的屏蔽材料厚度能够满足辐射防护安全标准，并且如果采用重混凝土墙以及铅门，最优的屏蔽厚度显著减少。

关键词：热交换器 蒙卡模拟 屏蔽 高通量堆

中图分类号：TQ05 文献标识码：A 文章编号：1674-098X（2016）06（b）-0038-04

Abstract：The dose equivalent distribution of the space of thermal converter of HFETR and the radiation shielding ambient dose equivalent of different depth of the shielding materials are calculated by MCNP5. Moreover， the shielding effects of five different kinds of materials are compared with the existed shielding materials. According to the IAEA standard， the experimental simulated results show the existed shielding material and its thickness are enough under the detention time of 1-10 hours every week.

Key Words：Thermal converter； Monte Carlo； Radiation shielding； HFETR

高通量工程试验堆（HFETR）是一座压力容器式轻水试验堆，采用轻水作为冷却剂和慢化剂，它的显著特点是中子注量率高[1]。工程上主要是利用它的中子作为材料的辐照试验研究。其堆芯布置灵活，主冷却剂水经过入口母管首先从上部进入HFETR压力容器，然后大部分经过流量孔板倒转180°流入堆芯，小部分流入内部热屏蔽层以及电离室导管之间的空隙，最后在栅格板下部空间会合流出压力容器。由于活性区中子注量率高，堆芯布置灵活多变，流入压力容器冷却剂水中的O-16因中子辐照发生核反应O-16（n，p）N-16而产生较高浓度的N-16，其半衰期为7.14 s，N-16经过β衰变后发射的伽马射线能量主要是6.13 MeV和7.10 MeV。由于主冷却剂水流量高，经过堆芯高通量快中子辐照后，产生的N-16活度较高，远高于其他源项如A1-28、Na-24等少量腐蚀活化产物及微量的裂变产物，因而成为厂房主冷却剂回路伽马放射性的主要来源[2]。HFETR控制区工艺房间现主要是采用普通混凝土或铁门进行隔离。带放射性的主回路冷却剂和二回路冷却水是通过热交换器传热管进行热量交换。主热交换器作为反应堆厂房重要的剂量监测控制区，恰当的屏蔽设计对于工作人员进入该区域的辐射防护是必要的。为了分析主热交换器工艺房间伽马剂量以及辐射屏蔽效果，该文采用MCNP5程序对主热交换器高能伽马辐射进行模拟，并比较分析了各种屏蔽材料的屏蔽性能。

1 主热伽马辐射MC计算

1.1 主热高能伽马源项分析

为了确定主热交换器的伽马源项，需要通过MCNP计算主热交换器工艺房间内伽马探测器探头所在位置的吸收剂量，然后根据探测器实际测量的剂量值，反推出主热交换器一次水活度。因为在不确定源项强度的情况下，MCNP计算结果一般是归一到一个粒子的贡献[3]。用于MCNP计算的主热交换器的截面图如图1所示。由图1（a）可知HFETR主热交换器工艺房间一个回路中有两台主热，主热立式放置，一次水走管间，二次水走管内。图1（b）表示一台主热筒体横截面剖面图，里面有1 418根传热管，管内为二次水，而筒体内管子之间的空隙区域为带放射性一次水。图1（c）表示HFETR主热交换器工艺房间俯视水平截面图，周围为混凝土屏蔽墙，深灰色为屏蔽门。表1显示了主热及其工艺房间的尺寸参数。F5卡用来计算某一位置的点通量并结合DE，DF卡剂量因子转换卡来计算感兴趣位置吸收剂量，该剂量转换因子数据来源于ICRP74比释动能量剂量。

转换因子表中ka/Φ[4]。筒体内管子之间的空隙设置为源项，伽马射线能量根据N-16伽马能谱分布，主要有3种2.75 MeV（1%），6.13 MeV（69%），7.10 MeV（5%）。经过计算探头所在位置MCNP计算结果为7.1153×10-13 ?Gy的稳定运行时，HFETR主热交换器工艺房间监测伽马剂量率平均约为3 000 ?Gy/h，因而主热伽马强度活度为1.1712×1012 Bq，由主热一次水的体积为1.153×107 cm3，因而主热一次水N-16浓度为1.0158×105 Bq/cm3。

1.2 主热伽马高能伽马剂量率分布

在对主热交换器及工艺房间进行MCNP模拟时，重点考虑进入该控制区的屏蔽门及屏蔽墙的屏蔽效果，采用F5点通量卡对屏蔽门及屏蔽墙中心不同厚度位置进行剂量值统计。为了估计其周围剂量当量，模拟DE，DF卡采用了ICRP74通量剂量转换因子H*（10）。同时也对屏蔽门所在的水平空间采用FMESH4卡对主热交换器控制区进行水平方向的剂量分布统计，源项采用N-16伽马能谱。为了提高模拟效率采用了方差减少技巧如重要性分裂及俄罗斯轮盘赌等。针对屏蔽区域进行多抽样，确保更多的光子进入该区域进行输运[4]。模拟的粒子数为1 000 000个，相对误差都低于0.05。MCNP模拟都归一化到一个粒子贡献。模拟实际结果R应该表示如式（1）：

R=F×S×K （1）

式中R为统计位置的剂量值，单位为mGy/h或mSv/h；F为MCNP计算归一化值；S为源强，单位为Bq；K为单位换算因子为1.68552×109。

为了比较不同的屏蔽材料用于屏蔽门及屏蔽墙的屏蔽效果，模拟计算的屏蔽层伽马剂量跟屏蔽厚道是成指数衰减关系，如式（2）：

H（d）=H（0）×Be-μd （2）

式中H（d）为屏蔽剂量当量；H（0）为未屏蔽剂量；B为修正因子；μ为衰减因子。通过对模拟数据进行拟合，可以外推出较大厚度下的屏蔽剂量。从而更好地分析和了解控制区对工作人员的辐射剂量情况，从而采取有效的辐射防护措施。如图2表示主热交换器工艺房间厂房-3.25 m水平面（即屏蔽门所在水平高度）空间剂量率分布，图中两个尖峰是主热交换器所在位置，四周偏黑色的部分为混凝土墙及屏蔽门所在区域。可以看出控制区伽马吸收剂量率及伽马剂量当量率分布一致，都是主热中心位置很高，可以高达90 mSv/h，但是在屏蔽区域剂量明显降低，都在几个mSv/h以下，并趋近于0。对于图2（a）和图2（b），在主热中心位置，伽马剂量当量率数值要比吸收剂量率高一点，而在主热周围及屏蔽区域数值差别不大。因为从转换因子表可以看出，伽马能量越高，剂量转换因子越高，从而对剂量当量的贡献越大，由于主热为伽马源所在区域伽马能量较高，发生散射份额少，高剂量当量因子权重较高，但在周围区域由于经过屏蔽材料衰减，高能伽马份额减少，相对而言低的剂量当量因子权重增加，这样在主热附近处计算的剂量当量率分布相对于吸收剂量率分布数值是偏高的。

1.3 主热交换器屏蔽模拟比较分析

该文模拟了两种不同的屏蔽门材料和3种不同的屏蔽墙材料，并跟现有的混凝土和铸铁门材料进行对比。图3表示不同的屏蔽门材料屏蔽剂量随厚度变化的计算及拟合曲线。图中可以看出4种不同材料衰减能力相差较大，屏蔽效果强弱依次为铅、铅玻璃、铸铁、不锈钢，其中铅最为显著。并且几乎在80 cm处剂量接近于0，对于100 cm屏蔽材料的屏蔽剂量已经很低了。但是MCNP存在深穿透问题，对于低剂量的屏蔽剂量计算值的粒子输运贡献极少，结果稳定性差，还需要根据实际情况进行分析。同样如图4表示不同的屏蔽墙材料屏蔽剂量随厚度变化的屏蔽计算及拟合曲线，图中各种屏蔽墙材料屏蔽效果强弱依次为重晶石混凝土、磁铁矿混凝土、普通混凝土，其中重晶石混凝土最为显著。这主要是由于铅的原子序数较高，密度大。同样重晶石混凝土相对于其他混凝土也添加了很多原子序数高的核素，其对伽马的屏蔽效果增强了。表2根据IAEA标准文件NO.NS-G-1.13（2005）文件以及MC模拟数据拟合可以计算出不同屏蔽材料下控制区不同的居留因子条件下的恰当的屏蔽厚度。表中可以看出对于85 cm普通混凝土墙以及铸铁材料屏蔽门可以保证1～10人小时/周剂量限制。而对于重晶石混凝土材料和铅屏蔽门其恰当的厚度分别为75 cm、28 cm，相对于现有材料可以减少20 cm以上。

2 结语

通过Monte Carlo方法对HFETR主热交换器工艺房间及其控制区高能伽马剂量进行模拟，计算出了各种不同屏蔽材料的恰当厚度，并进行了比较分析。采用价格较贵的重晶石混凝土墙和铅门都可以使其恰当屏蔽厚度减少20 cm以上。通过材料的配比以及工艺成本的降低，可以开发出实用的屏蔽材料。该文模拟表明现有的100 cm屏蔽材料普通混凝土墙以及50 cm铸铁门的屏蔽厚度可以保证控制区的剂量限制，从而满足反应堆工作人员的辐射防护要求。

参考文献

[1] 刘水清，孙宇，马立勇，等.高通量工程试验堆14C生产估算[J].核动力工程，2014，35（1）：178-180.

[2] Jeremiah，Yaolin Zhao，Chaohui He.Design and optimization of HPLWR high pressure turbine gamma ray shield[J].Nuclear Engineering and Design，2015，284：293-299.

[3] Team MC.MCNP–A General Monte Carlo N-Particle Transport Code，Version 5[R].Los Alamos，LA-CP-03-0245，2003.

[4] ICRP.Conversion coefficients for use in radiological protection against external radiation[M].SAGE PubLications Ltd，1997.

[5] IAEA Safety Standards Series.Radiation protection aspects of design for nuclear power plants[S].2005.