基于MC方法的高放废液玻璃固化厂屏蔽窗辐射屏蔽性能设计研究

2022-03-07何庆驹

核安全 2022年1期

陈爽，何庆驹，周强

（1. 中核清原环境技术工程有限责任公司，北京 100037；2. 中国核动力设计研究院，成都610041；3. 中核四川环保工程有限责任公司，广元 621010）

高放废液玻璃固化厂是对高放废液进行玻璃固化处理，将高放废液转化为稳定的高放废物玻璃固化体的设施。由于高放废液包含137Cs、90Sr、241Am、154Eu、155Eu、237Np等几十种主要的放射性核素，具有放射性强、毒性大、半衰期长、发热率高等特点［1］，故玻璃固化工艺设备必须安装在热室内进行屏蔽，通过远程遥控操作和维修。屏蔽窗是高放废液玻璃固化厂重要的观察设备，安装在熔炉热室、产品容器转运热室、产品容器操作热室以及干法尾气处理等热室与操作廊之间的混凝土墙体内［2］，起辐射防护和气密通风隔离作用，避免操作人员遭受潜在的放射性照射危险。玻璃固化厂屏蔽窗主要采用硼玻璃和铅玻璃作为辐射屏蔽材料，硼玻璃同时具备优异的耐γ射线辐照以及中子辐照屏蔽性能，铅玻璃具有加工技术简便、成本低和屏蔽效果良好等优点。屏蔽窗的工程设计与辐射安全验证是相互推进的过程，由于条件限制，尚无法通过实验验证其屏蔽性能。在众多领域，MC模拟方法已成为一种越来越重要的技术［3］，MC模拟技术非常适用于解决粒子输运的问题，可自动考虑元素间效应，并可部分代替实验。由于MC方法在解决粒子输运问题上的优越性，以及在核反应堆设计、保健物理等方面有着广泛应用，是一种经济、实用、精确、简易的方法［4-5］。

本文使用MCNP蒙卡模拟程序，以产品容器转运热室屏蔽窗为例，对两种分别使用硼玻璃和铅玻璃作为屏蔽材料的屏蔽窗进行辐射屏蔽性能的蒙卡模拟研究，通过模拟计算结果分析，根据运行操作人员职业照射安全的相关标准，综合确定屏蔽窗材料及厚度的最优化设计。

1 物理模型构建

1.1 屏蔽窗物理结构及组成

高放废液玻璃固化厂房工艺区的屏蔽窗主要由墙框、热室侧α密封玻璃板、屏蔽玻璃、操作廊侧防护玻璃板组成。墙框的主要材料为碳钢，热室侧为不锈钢板。墙框镶嵌在混凝土中，与热室和前区之间的墙成为一体。在操作廊一侧，屏蔽玻璃与墙面平齐，屏蔽玻璃厚度小于墙体厚度，墙框在热室一侧需要做成漏斗形，以便屏蔽窗获得最佳视角。屏蔽窗开度135°，屏蔽窗长780 mm，高680 mm，距操作廊地面高度为1310 mm。常用的屏蔽玻璃材料主要有密度为2.5 g·cm-3的硼玻璃和密度为3.2 g·cm-3的铅玻璃两种，具体成分见表1。

表1 硼玻璃及铅玻璃的组成成分Table 1 The composition of boron and lead shielding glass

1.2 辐射源成分分析

在高放废液玻璃固化厂房的产品容器操作过程中，产品容器转运热室用于通过产品容器升降小车转运产品容器，转运分为两个过程：在空产品容器转运过程中，转运小车在此房间内等待接收来自产品容器操作热室V5的空产品容器；在注满高放废物玻璃固化体的产品容器转运过程中，转运小车在此热室等待V5热室吊车将转运小车内的产品容器吊入V5热室，并最终转运至暂存库。

故热室中唯一的辐射源为产品容器中注满的高放废物玻璃固化体，产品容器结构如图1所示。

图1 产品容器示意图Fig.1 Canister diagram

产品容器的外径为430 mm，高1335 mm，材料采用厚度5 mm的304L不锈钢，可盛装400 kg密度为2.6 g·cm-3的玻璃固化体。将玻璃固化体等效为直径420 mm，高1100 mm的均匀圆柱体各向同性辐射源（不考虑产品容器及保温外罩）。由于产品容器放置于产品容器转运小车上，故设定辐射源离热室的地面高度为680 mm。模拟计算中需要考虑玻璃固化体的自吸收效应，玻璃固化体的元素组成见表2。由于厂房的中子通量远小于γ射线通量，故不考虑中子剂量。辐射源中所含放射性核素的γ射线能谱主要来源于137Cs。根据厂房的放射性平衡和物料平衡，辐射源的放射性活度为7.05× 1014Bq。

表2 玻璃固化体的元素组成Table 2 The elements composition of product glass

1.3 屏蔽窗辐射屏蔽模型

屏蔽窗辐射屏蔽模型示意图如图2所示，辐射源放置于移动过程中与屏蔽窗距离最短的位置固定不变（位于屏蔽窗的中心线上），此时距屏蔽窗热室侧表面距离为1850 mm，同时在操作廊距屏蔽窗侧表面（中心）300 mm处设置测量点。操作廊与热室之间的混凝土为普通混凝土，厚度为1500 mm，密度为2.2 g·cm-3。

图2 屏蔽窗辐射屏蔽模型示意图（注：1. 辐射源；2. 混凝土；3. 屏蔽玻璃；4、5. 空气）Fig.2 Schematic diagram of shielding modelfor shielding windows

1.4 厂房分区剂量率要求

为控制正常工作条件下的正常照射和防止污染扩散，并预防潜在照射和限制潜在照射范围，将需要和可能需要专门防护手段或安全措施的区域定义为控制区。为便于辐射防护管理和职业照射控制，根据放射性操作水平，将控制区按放射性操作水平从低到高划分为三个子区，即绿区、橙区和红区。监督区为白区。按照GB18871—2002《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》的规定，连续5年内的平均有效剂量为20 mSv。高放废液玻璃固化厂的工作人员年有效工作时间为250天，每天工作8小时，在正常工作条件下所受职业照射的个人年有效剂量的设计目标值采用10 mSv·a-1，即剂量率限值不超过5 μSv/h。表3为厂房分区屏蔽设计采用的剂量率限值。由表3可知，操作廊属于绿区，屏蔽设计剂量率限值要求小于2 μSv/h。

表3 剂量率限值Table 3 Dose rate limits

2 蒙特卡罗模拟模型

根据辐射源和屏蔽窗的相对几何位置建立屏蔽窗辐射屏蔽蒙卡模拟模型（如图3所示），同时将辐射源与屏蔽窗的元素组成参数写入MCNP程序。为缩短计算时间和减少统计误差，将硼玻璃屏蔽窗和铅玻璃屏蔽窗按100 mm的厚度进行分层处理（如图4所示），进行接续运行计算。并选择其中的700、800、900、1000、1200和1500 mm共6个厚度进行模拟计算。选择F5点注量计数器和DEn/DFn剂量卡，在操作廊侧距屏蔽玻璃表面（中心）300 mm处计数。

图3 屏蔽窗辐射屏蔽蒙卡模拟模型 Fig.3 Monte Carlo simulation model for radiation shielding of shielding window

图4 MCNP分层模拟屏蔽玻璃示意图Fig.4 Stratified MCNP simulation of shielding window

3 数据处理及分析

在操作廊侧距离屏蔽窗（中心）300 mm处的测量点MCNP模拟剂量率为D ，单位为mSv·h-1（1个γ光子的贡献）。根据137Cs的衰变机理，1次衰变放出2个光子，能量分别为0.662 MeV和0.184 MeV，其中0.184 MeV光子的能量分支比很小，可忽略不计。辐射源的活度A为7.05× 1014Bq。因此，测量点的模拟剂量率D0为：

式中，D0的单位为mSv·h-1。

分别对硼玻璃屏蔽窗和铅玻璃屏蔽窗用MCNP进行蒙卡模拟，每种厚度MCNP模拟1亿次源粒子输运过程，则根据公式（1）模拟计算结果D0，见表4。

表4 不同厚度下硼玻璃和铅玻璃测量点的剂量率Table 4 Dose rate of boron glass and lead glass under different thickness

不同厚度下的硼玻璃和铅玻璃与测量点的剂量率关系如图5所示。

由图5可以看出，采用密度为2.5 g·cm-3的硼玻璃作为屏蔽玻璃时，随着厚度增加，测量点的剂量率数值整体呈指数衰减趋势。由表4可知，当硼玻璃厚度为800 mm时，测量点的剂量率为8.32 μSv/h；厚度为900 mm时，测量点的剂量率为1.43 μSv/h，小于2 μSv/h的剂量率限值；厚度大于900 mm时，测量点剂量率的衰减幅度受硼玻璃厚度增加的影响较小，变化趋势平缓。所以，根据设计原则，在满足测量点所在操作廊的剂量率限值要求的情况下，硼玻璃屏蔽窗的最小厚度应设定为900 mm。

图5 硼玻璃及铅玻璃厚度与测量点剂量率的关系Fig.5 Relationship between thickness of boron glass and lead glass with dose rate of measuring point

由图5可以看出，采用密度为3.2 g·cm-3的铅玻璃作为屏蔽玻璃时，随着厚度增加，测量点的剂量率数值整体呈指数衰减趋势。由表4可知，当铅玻璃厚度为700 mm时，测量点的剂量率为6.63 μSv/h；厚度为800 mm时，测量点的剂量率为1.23 μSv/h，小于剂量率限值2 μSv/h；厚度大于800 mm时，测量点剂量率的衰减幅度受铅玻璃厚度增加的影响较小，变化趋势平缓。所以，根据设计原则，在满足测量点所在操作廊的剂量率限值要求的情况下，铅玻璃屏蔽窗的最小厚度应设定为800 mm。