反应堆压力容器退役包装屏蔽方案初探

2022-10-18陈杏子王旭宏康宝伟夏加国

辐射防护 2022年5期

陈杏子，王旭宏，吕涛，康宝伟，王馨，夏加国

(中国核电工程有限公司，北京 100840)

在核电退役废物中，反应堆厂房内的大型设备放射性最强，其中以反应堆压力容器中段和堆内构件最为突出。此类核电大型设备，具有尺寸大、质量大、放射性强、较难处理整备的特点。为保证安全运输和处置，必须考虑其包装屏蔽方案，使工作人员和公众的受照剂量低于剂量限值并进行优化。基于此，本文以秦山核电一期工程机组数据为参考，提出核电退役反应堆压力容器(压力容器筒体)的两种包装屏蔽方案，并从容器制造、运输、处置和经济等方面分析对比，为国内核电站反应堆压力容器退役提供支持。

1 反应堆压力容器源项数据

1.1 反应堆压力容器基本结构

秦山一期反应堆压力容器系圆柱形容器，由球型上、下封头、螺接连接的可拆卸顶盖及筒体组成。容器最大直径约5 430 mm，总高10 705 mm，筒体外径3 740 mm，内径3 340 mm，高度8 020 mm，壁厚194 mm。内壁堆焊一层6 mm厚度的不锈钢，主要材料为ASMESA508-Ⅲ高强度低合金钢[1]。

1.2 压力容器表面剂量分布

在核电单元运行的第6个燃料循环阶段(1998年)，测量了堆内构件(吊篮、堆芯底板等)、压力容器和反应堆顶盖由于中子活化及活化腐蚀产物沉积产生的照射剂量，测得的压力容器剂量率列于表1和图1。

表1 压力容器剂量率测量值与估算值(mSv/h)

图1 压力容器筒体各区域剂量分布情况(1998年)

调研相关资料可得，压力容器的γ辐射源核素主要有Co-60、Fe-55[2]。停堆5～10年后，Fe-55活度比Co-60低6～7个数量级，且Fe-55衰变放出的X射线能量较低，仅有5.9 keV，故压力容器γ辐射源的主要核素为Co-60。估算压力容器退役时剂量，具体如下：

(1)核电退役通常在停堆5～10年后开始，在此期间，设备的剂量率会有所降低。Co-60的半衰期为5.272 a，用Co-60的半衰期可算出停堆10年后压力容器表面剂量衰减倍数为0.268。

(2)参考反应堆中堆内吊篮在运行中期(2008年)测得的表面剂量率约为1 000 Sv/h，前期测得的表面剂量率约为600 Sv/h(1998年),中期剂量率约为前期剂量率的1.6倍。基于此，将运行后期(即停堆时)压力容器剂量估定为前期测量值(1998年)的3倍。由这两点得到压力容器退役阶段经去污后的剂量率估算值列于表1。

2 包装屏蔽方案

反应堆压力容器的退役策略有两种[3]，一种是整体退役处理；另一种是现场解体、包装、处理后运至处置设施处置，其具体方案有三种：保留压力容器完整(单独处理堆内构件)、保留压力容器完整(堆内构件与压力容器一起处理处置)、切割压力容器。

考虑到堆内构件剂量率高，且其长寿命核素活度高，与压力容器一起处理不利于后续运输、处置，本文暂不对保留压力容器完整(堆内构件与压力容器一起处理处置)的方案进行深入探讨，仅考虑保留压力容器完整(单独处理堆内构件)与切割压力容器两种方案。

2.1 压力容器完整件包装屏蔽方案

反应堆压力容器中部剂量率较高，设计压力容器完整件屏蔽方案重点在于压力容器中部的辐射屏蔽及压力容器整体的包装。在保证后续运输、处置阶段辐射安全前提下，选择合适的容器材料与固定材料设计包装屏蔽容器，降低压力容器完整件废物包的体积与质量，以减轻运输与处置负担。

2.2 压力容器切割件包装屏蔽方案

切割处理压力容器需按照不同部位表面剂量进行分类切割，切割后将不同放射性水平的切割件分类装入标准容器内，再送到新建废物处理设施分类处理整备。中部切割件剂量率较高，需选择合适的容器材料与固定材料，为其设计包装屏蔽方案，保证满足国家标准，且整备后体积尽可能小。剩余剂量率较低的压力容器上部、中部、下部，可用FA-II钢箱装载，并注浆固定。

3 辐射屏蔽材料筛选

反应堆压力容器中段靠近堆芯燃料棒的部位，受中子活化的反应影响，在反应堆运行期间有微弱中子射线。停堆一段时间后，残留中子射线耗尽，其剂量来自于中子活化反应产生的γ射线，故辐射防护屏蔽的重点是γ射线。其屏蔽材料应符合原子序数大、密度高和衰减系数高的要求，同时还需兼顾经济和环保因素。

常见屏蔽γ射线材料有水、土壤、铁矿石、混凝土、铅、钨等以及高比重合金材料。考虑到退役压力容器废物尺寸大、质量大，对屏蔽容器的承重能力要求较高。另外，参考相关研究成果[4]，根据材料特性，将金属材料作为包装容器的制造材料，可考虑常用的屏蔽材料——不锈钢、铅、镍基合金[5]、钨镍合金[6]；废物容器固定材料,主要考虑钢段碎石防辐射混凝土[7]与42.5#硅酸盐水泥[8]。鉴于镍基合金、钨镍合金虽屏蔽效果佳，但价格昂贵，不将其列入模拟计算的考虑范围。另外，铅屏蔽效果好，但经模拟计算发现，钢材加钢段碎石防辐射混凝土的组合即可满足屏蔽要求，故此处选用不锈钢作为屏蔽容器制造材料。

4 模拟计算

4.1 屏蔽计算依据

压力容器的γ辐射源核素主要为Co-60[2]，其衰变放出的射线能量为1.33 MeV与1.173 MeV[9]，在模拟计算时可将Co-60作为辐射源的唯一核素，对不同屏蔽方案效果进行分析计算。

根据《放射性物品安全运输规程》(GB 11806—2019)，放射性废物包在运输过程中表面剂量率通常不超过2 mSv/h。一般来说，核电运行低放废物包表面剂量率若超过了该限值，可将其放置于带有辐射屏蔽效果的运输容器中，保证运输过程的辐射安全。而鉴于压力容器尺寸大，无法用运输容器对其进行辐射屏蔽，便将压力容器的包装容器表面剂量率限值设为2 mSv/h，以此为包装屏蔽模拟计算限值。

4.2 包装屏蔽方案计算分析

下面用MCNP程序分别对压力容器完整件包装屏蔽方案与切割件包装屏蔽方案进行模拟计算。

4.2.1压力容器完整件包装屏蔽方案计算分析

压力容器完整件屏蔽容器外形为一大型圆柱体，材料为不锈钢，内部固定材料为具辐射屏蔽作用的钢段碎石混凝土。经多次模拟计算，确定屏蔽方案，结果列于表2及表4。

表2 压力容器完整件包装前后表面剂量率

压力容器上部、下部、底部表面剂量较低，实际退役压力容器处理工作中可视具体情况调整固定材料的用量。

4.2.2压力容器切割件包装屏蔽方案计算分析

压力容器中部，高约3.5 m，内径为3 340 mm，外径约为3 740 mm，经MCNP程序辐射屏蔽计算，可将其切割为16等份后装入16个设计加工的箱型钢屏蔽容器，容器尺寸为1.49 m×1.49 m×1.36 m，壁厚3.5 cm，采用具辐射屏蔽作用的钢段碎石混凝土作为固定材料，模拟分析结果列于表3与表4。