CAP1400核电厂堆腔辐射漏束屏蔽设计研究

2021-05-18王梦琪

核科学与工程 2021年2期

黎辉,王梦琪,郑征

(上海核工程研究设计院有限公司,上海200233)

正常满功率运行时,核电厂反应堆堆芯具有极强的放射性,包括中子和光子辐射,需要通过反应堆一次侧屏蔽设计以降低到达压力容器及其以外区域的辐射水平。通常反应堆一次侧屏蔽由围绕堆芯的堆内构件(如吊篮、围板等)、水隙、压力容器(RPV)以及混凝土结构等部件组成[1]。由于反应堆堆腔需要考虑通风和事故后卸压等,所以RPV与一次混凝土屏蔽墙之间需要留有一定的堆腔空间,设置冷却通风和事故泄压通道等。因此,穿出RPV的中子和γ射线可经由通风和泄压通道形成堆腔辐射漏束,泄漏至上部堆腔和下部堆腔相关区域,再经由结构间隙以及人员通道等到达反应堆厂房各相关区域,形成对应的中子及γ射线辐射场。由堆腔辐射漏束所形成的辐射场,一方面会限制正常运行和停堆后工作人员进入,以及增加设备寿期内的受照剂量,另一方面会导致周围设备和结构材料被中子活化,进而限制设备维护和增加放射性废物量。因此,通过合理的堆腔辐射漏束屏蔽设计,控制堆腔辐射漏束导致的辐射场至合理可接受水平十分重要。

与传统的二代核电厂相比,三代非能动压水堆核电厂CAP1400的反应堆厂房空间布置更加紧凑,这加大了堆腔辐射漏束屏蔽设计难度。同时,为降低设备辐照鉴定代价、控制设备材料活化水平、降低集体剂量并提高人员可达性,CAP1400核电厂对功率运行期间反应堆厂房内的维修平台、运行平台等区域的辐射剂量水平控制在1 mSv/h以内,相比而言传统二代电厂的辐射剂量率水平(例如秦山第一核电厂达到10 mSv/h)要求更加严格。因此,CAP1400核电厂通过设计研究,在近RPV区域关键的辐射漏束通道处设置堆腔辐射漏束屏蔽体达到控制辐射源头的效果,优化整体屏蔽设计。

近RPV区域屏蔽设计,其所处位置一般是冷却通风通道、事故泄压通道及RPV保温层等多功能交汇区,且该区域环境条件(强辐照、高温等)恶劣,属于多专业高难度综合性设计,设计过程中需兼顾安全性和经济性,同时确保各功能需求,使辐射场可合理达到的尽量低,是典型的辐射防护最优化设计问题。

本文开展CAP1400核电厂堆腔辐射漏束屏蔽设计优化研究,介绍CAP1400反应堆堆腔特点和屏蔽设计及分析方法,介绍CAP1400堆腔屏蔽设计优化方案,并对结论进行分析和说明。

1 CAP1400堆腔辐射漏束屏蔽设计的必要性

1.1 CAP1400堆腔特点

CAP1400是自主研发的第三代非能动先进压水堆核电机组,为两环路设置,热功率为4 040 MW,反应堆厂房采用双层安全壳,内层为钢制安全壳,外层为混凝土安全壳。CAP1400采用模块化设计和施工技术,提高施工建造速度;CAP1400反应堆厂房采用紧凑式设计和布置理念,以降低建造成本。因此,CAP1400堆腔相关区域的布置相对较为紧凑。

1.2 CAP1400堆腔屏蔽设计的重要性

根据CAP1400设计特点,若在堆腔中不设置中子屏蔽组件,反应堆厂房中子剂量率、光子剂量率和总剂量率水平的分布如图1所示。由图1可知,在未设置中子屏蔽组件情况下,反应堆厂房内的操作平台有大部分区域的剂量率水平在1.0 mSv/h以上,部分区域甚至在10 mSv/h以上。即使在远离堆芯的操作平台区域,其中子剂量率的贡献仍然十分明显,这导致相关区域的活化水平不可忽略,不利于正常运行人员进入和设备耐辐照控制,以及停堆后该区域的辐射水平控制。

对于剂量率水平在1.0～10 mSv/h区域,根据CAP1400设计要求,相关区域需张贴“注意-高辐射区”或“危险-高辐射区”的标志,且应该锁住大门或使用其他适合的方式控制或监督人员进入。同时,该辐射水平下区域停留时间是非常有限的,进入前需要预先监测其辐射水平以确定安全允许的停留时间。

因此,CAP1400电厂在堆腔中进行屏蔽设计,通过设置中子屏蔽组件降低操作平台在功率运行时的辐射水平。一方面能够增加人员进出的便利性,并降低停堆后相关区域的辐射水平,另一方面能够使相关区域的设备辐射环境条件大为改善,有利于核电厂先进性和经济性的提升。

图1 中子、光子及总剂量率分布(未设置堆腔屏蔽)Fig.1 The distribution of neutron,photon and total dose rate (without neutron shielding modules)

2 CAP1400堆腔辐射漏束屏蔽设计

2.1 CAP1400堆腔屏蔽设计方案介绍

CAP1400核电厂堆腔辐射漏束有三个主要途径,分别为:

(1)从RPV底部堆腔与反应堆冷却剂疏水箱(RCDT)的通道,进入RCDT隔间,再经过垂直通道进入维修平台和操作平台;

(2)从RPV支座处堆腔经主管道贯穿件进入蒸汽发生器隔间,之后经蒸汽发生器隔间顶部或垂直通道进入维修平台和操作平台;

(3)从RPV支座处堆腔通过换料腔底部密封圈,进入换料腔,并最终进入操作平台。

为有效降低堆腔辐射漏束对CAP1400核电厂反应堆厂房辐射场的影响,根据对堆腔辐射漏束特点和途径,结合源头控制理念,在近RPV区域关键的辐射漏束通道处设置了三处中子屏蔽组件(含硼材料),具体如图2所示。

(1)上部中子屏蔽组件:靠近RPV顶封头附近。

(2)中部中子屏蔽组件:位于主管道下方RPV与一次屏蔽墙之间堆腔。

(3)下部中子屏蔽组件:靠近RPV底封头,位于RPV与一次屏蔽墙之间堆腔。

2.2 屏蔽设计方法

2.2.1 设计过程考虑

根据CAP1400堆腔中子屏蔽组件设置需求可知,在设置中子屏蔽组件的最佳位置,需要综合考虑各方设计需求。在近RPV区域设置的中子屏蔽组件,在区域上与RPV保温层重叠,尤其是中部和下部中子屏蔽组件,并且还需要考虑事故和通风冷却通道需求,其中靠近RPV侧为熔融物堆内滞留(IVR)流道,另外一侧为安全壳再循环冷却系统(VCS)冷却通风流道。同时,考虑到此处严苛的环境条件,在中子屏蔽材料选材时,除需要考虑中子屏蔽性能外,还要考虑耐辐照、耐高温、寿期稳定等,即在设计过程中需要考虑屏蔽设计、保温层设计、材料设计、传热分析、结构设计、通风设计和IVR流道设计等联合协调设计。

图2 CAP1400核电厂堆腔内中子屏蔽组件布置示意图Fig.2 The arrangement schematic of neutron shielding modules in the CAP1400 reactor cavity

CAP1400核电厂堆腔辐射漏束屏蔽设计过程中,全面梳理核电厂寿期内不同工况下的设计要求,结合屏蔽材料、屏蔽结构和布置等优化组合,通过隔热设计、开展辐照和老化试验等,在确保中子屏蔽组件在满足辐射屏蔽设计要求的基础上,还能确保满足其他各项工程设计要求。

2.2.2 屏蔽计算方法介绍

堆腔辐射漏束屏蔽设计为复杂几何深穿透问题,中子注量率从堆芯到操作平台等区域下降了十几个量级,具有计算尺度大和难收敛的特点,并且在方案研究阶段,需要进行多专业联动迭代计算分析,对计算效率和时间提出了较高要求。

在CAP1400堆腔辐射漏束屏蔽设计中,采用了高精度的蒙特卡罗方法。蒙特卡罗方法由于其强大的几何模拟能力和高精度数据库,是国际公认的高精度屏蔽计算方法。但对于大尺度深穿透问题,蒙特卡罗方法存在难收敛的计算特点,在巨大的计算机时间下往往仍难以获得可信的计数。为了解决MC方法在反应堆厂房辐射场计算过程中的深穿透和难收敛问题,研发先进的全局减方差方法[2,3],提升计算精度和效率,从而释放计算方法上的保守性。

由上海核工程研究设计院有限公司研发的基于三维离散纵标的全局减方差方法[4,5],基于离散纵标(SN)方法注量率的全局减方差方法利用源偏倚和权窗技巧能有效提高MC计算深穿透问题的计数效率,加速计算收敛。源偏倚可在重要的相空间内抽样产生更多的对探测器响应贡献较大的低权重源粒子。权窗根据空间或能量相关的重要性对粒子进行分裂和轮盘赌,能增加到达重要相空间的粒子数,从而实现对全局分布量的加速。同时,利用MC面源续算方法和运行电厂实际测量数据,对计算方法进行了对比验证,确保了方法的正确性。如图3所示为全局减方差计算流程,主要计算步骤如下。

(1)建立三维正向SN计算模型,计算得到三维多群正向注量率分布。利用正向注量率计算共轭源强。

(2)建立三维共轭SN计算模型,计算得到三维多群共轭注量率分布。共轭计算源项空间分布在探测器位置,能谱为响应函数能谱,而且能群与正向相反。

(3)读取三维多群共轭注量率,根据共轭注量率计算源偏倚因子。根据共轭注量率计算MC计算所需的权窗下限。

(4)基于上述生成的权窗参数,进行MC正向输运计算。

图3 全局减方差计算流程图Fig.3 The flowchart of the global variance reduction calculation

图4 CAP1400反应堆厂房精细化模型示意图Fig.4 The schematic of the fine model for the CAP1400 containment building

基于高分辨率国内自主开发的蒙特卡罗程序JMCT-S[6,7]建立的CAP1400反应堆厂房辐射场计算精细化模型如图4所示,通过对结构、模块、设备、管道等精细化模拟,能够得到高精度辐射场,有效释放由于计算模型近似带来的设计保守裕量,确保CAP1400堆腔辐射漏束屏蔽设计方案在确保安全性基础上,能够有效提升经济性。

基于CPU主频2.4 GHz,644核并行计算,源粒子数目为5.0×1010个,单次计算时间7.8 h,全模型中人员可达区域计算结果收敛相对均方差小于0.1的网格份额超过90%(包括混凝土区域等人员不可达区域计算结构收敛相对均方差小于0.1的网格份额超过66%)。

2.3 屏蔽设计结果评价

通过对CAP1400核电厂堆腔辐射漏束屏蔽设计和计算分析,最终确定了如图2的堆腔辐射漏束屏蔽方案。

CAP1400核电厂堆腔设置中子屏蔽组件之后,在正常满功率运行时由于堆腔辐射漏束导致的反应堆厂房内各相关区域的辐射场如图5所示。由图5可知在满功率运行时,CAP1400核电厂反应堆厂房内的操作平台及维修平台等区域剂量率水平基本在1.0 mSv/h以下。而由图1可知,CAP1400核电厂堆腔未设置中子屏蔽组件时,操作平台有大部分区域剂量率水平基本在1.0 mSv/h以上,部分区域甚至在10 mSv/h以上。由图5和图1对比分析可知,CAP1400核电厂通过堆腔设置中子屏蔽组件,对正常满功率运行时上部换料腔区域、垂直通道区域、维修平台及操作平台区域等辐射水平均有明显下降,其中由于堆腔辐射漏束导致的辐射水平下降超过1个量级,能够有效保障人员进入相关区域的控制,降低相关区域设备的辐射环境条件,减少设备活化和放射性废物量,有力提升电厂运行和管理便利性和经济性。