核動(dòng)力艦船燃料元件包殼破損下氣載放射性劑量分析

譚 冰，吳榮俊，許 滸，郭智榮

(武漢第二船舶設(shè)計(jì)研究所，湖北 武漢 430064 )

0 引 言

艦船核動(dòng)力裝置在運(yùn)行過(guò)程中，燃料元件不斷產(chǎn)生和積累放射性核素，燃料元件包殼一旦破損，放射性裂變產(chǎn)物就會(huì)大量釋放到一回路冷卻劑中，并通過(guò)一回路壓力邊界向堆艙及二回路釋放，進(jìn)而釋放到工作艙室中。核動(dòng)力裝置都允許在一定的燃料元件包殼當(dāng)量破損率下運(yùn)行，雖然燃料元件包殼的少量破損不會(huì)危及核動(dòng)力裝置的運(yùn)行安全，但受限于核艦船的特殊性，一回路邊界的泄漏會(huì)導(dǎo)致工作艙室中氣載放射性物質(zhì)含量越來(lái)越高，造成乘員額外的內(nèi)外照射，危害乘員的輻射安全。因此，對(duì)燃料元件包殼破損下氣載放射性擴(kuò)散和艇員的劑量進(jìn)行分析研究，對(duì)后續(xù)防護(hù)和輻射防護(hù)系統(tǒng)的設(shè)計(jì)工作具有十分重要的意義。

1 模型建立

1.1 模型假設(shè)條件

本文作如下假設(shè)：

1)在計(jì)算開(kāi)始(t=0)時(shí)，燃料所包含的放射性裂變產(chǎn)物的種類(lèi)和含量已知，艙室氣載放射性核素比活度為0。

2)放射性裂變產(chǎn)物(原子和離子方式)通過(guò)擴(kuò)散和化學(xué)反應(yīng)(主要是腐蝕)釋放，它從燃料元件內(nèi)部通過(guò)包殼破口釋放到一回路冷卻劑中。

3)燃料元件包殼的當(dāng)量破損率為0.1%。

4)平衡后一回路中核素的比活度不變，處于一個(gè)動(dòng)態(tài)平衡過(guò)程。

5)主冷卻劑泄漏速率不變，不考慮溫度等因素對(duì)泄漏速率的影響。

6)艙室內(nèi)的氣體始終均勻混合，放射性物質(zhì)比活度在艙室中均勻，輻射場(chǎng)各向同性。

7)惰性氣體很難在人體內(nèi)沉積，故不考慮惰性氣體的內(nèi)照射[1-5]。

1.2 核素產(chǎn)生和擴(kuò)散途徑

放射性裂變物質(zhì)在核動(dòng)力裝置運(yùn)行時(shí)產(chǎn)生，擴(kuò)散釋放到燃料元件與包殼的縫隙中，包殼破損后，釋放到一回路冷卻劑中，然后通過(guò)堆艙和二回路釋放到工作艙室，在工作艙室中積累[6]，對(duì)人造成內(nèi)照射和外照射。具體的釋放和遷移途徑如圖1所示。

圖1 核動(dòng)力艦船核素的產(chǎn)生和擴(kuò)散途徑示意圖Fig.1 The sketch of generation and diffusion of radionuclide in nuclear ship

1.3 一回路冷卻劑源項(xiàng)計(jì)算

一回路冷卻劑中放射性核素主要分為2部分，一是活化產(chǎn)物，包括冷卻劑本身的活化、冷卻劑雜質(zhì)的活化以及堆芯結(jié)構(gòu)材料、一回路管道和設(shè)備表面腐蝕產(chǎn)物的活化；二是裂變產(chǎn)物，包括來(lái)自燃料元件包殼破損泄漏和通過(guò)擴(kuò)散機(jī)理泄漏出包殼的核素。本文以某船核動(dòng)力裝置為對(duì)象，采用比較成熟的PROFIP5.1軟件計(jì)算得到一回路冷卻劑源項(xiàng)，計(jì)算過(guò)程涉及到的主要參數(shù)有反應(yīng)堆功率、反應(yīng)堆一回路系統(tǒng)壓力、堆芯功率分布、燃料元件當(dāng)量破損率(0.1%)、燃料元件材料、冷卻劑進(jìn)出口溫度等，在多種核素中，本文根據(jù)劑量計(jì)算結(jié)果，選取對(duì)人體劑量貢獻(xiàn)較大的核素。結(jié)果如表1所示。

1.4 擴(kuò)散數(shù)學(xué)模型建立

表1 一回路冷卻劑主要核素比活度

在本文研究的時(shí)間尺度下，由于通風(fēng)系統(tǒng)的存在，在最小時(shí)間步長(zhǎng)的情況下，泄漏到艙室的氣載放射性物質(zhì)已經(jīng)混合均勻，同時(shí)忽略由于人因所引起的變化。以艙室為研究目標(biāo)，艙室內(nèi)放射性核素隨時(shí)間不斷變化，根據(jù)放射性核素守恒或平衡原則，艙室內(nèi)核素對(duì)時(shí)間的變化率應(yīng)等于核素的產(chǎn)生率減去衰減率、吸收率和泄漏率，如果Ci表示艙室內(nèi)第i種核素的放射性比活度，那么在艙室內(nèi)核素的守恒方程[6]為

吸收率(A)-泄漏率(K)，

(1)

則氣載放射性核素在堆艙、二回路以及工作艙室比活度的基本平衡方程組為

(2)

式中：Cr(t)為堆艙核素比活度，Bq/m3；Fr為堆艙泄漏到工作艙室的泄漏率，m3/h；Vr為堆艙體積，m3；λi為第i種核素的放射性衰變常數(shù)，h-1；F1為一回路冷卻劑向堆艙的泄漏率，kg/h；C1(t)為一回路核素比活度，Bq/kg；，F(xiàn)2為二回路水蒸氣向工作艙室的泄漏率，m3/h；Vq為二回路氣體段的體積，m3；Fg(t)為一回路冷卻劑向二回路的泄漏率，kg/h；C2(t)為二回路氣體段核素比活度，Bq/m3；為蒸汽攜帶核素的百分比系數(shù)；V為目標(biāo)艙室的總體積，m3；fi為過(guò)濾器吸收效率；Ri為過(guò)濾器吸氣速率，m3/h；Li為第i種核素的泄漏率，m3/h；Ci(t)為艙室內(nèi)第i種核素比活度，Bq/m3。

由前述假設(shè)可知，邊界條件為Cr(0)=0；C2(0)=0；Ci(0)=0。 代入邊界條件解方程組，可得氣載放射性核素的比活度變化。用Matlab軟件進(jìn)行模擬計(jì)算，模擬所用到的參數(shù)來(lái)自經(jīng)驗(yàn)運(yùn)行，模擬出的艙室氣體比活度如圖2所示。

圖2 艙室氣載放射性核素比活度圖Fig.2 Radionuclidespecific activity in the cabin

2 劑量計(jì)算

估算艇員所受劑量時(shí)，如果放射性核素發(fā)生衰變而形成子體，在計(jì)算時(shí)假設(shè)僅有母體放射性核素進(jìn)入人體，但是估算出來(lái)的劑量包括在人體中形成的子體所釋放的全部能量。

核素由于連續(xù)釋放彌散分布在艙室的空氣中，這時(shí)空氣中的放射性核素會(huì)對(duì)艇員造成浸沒(méi)外照射。由于艙室中的核素均勻分布在艙室空氣中，電子和光子的平均自由程遠(yuǎn)小于艙室的直徑，因此，根據(jù)半球模型，將艙室氣體視為核素均勻分布的半無(wú)限大球體源。這種情況下，輻射劑量主要是由于外照射和吸入內(nèi)照射引起。外照射是指由空氣中存在的放射性物質(zhì)和艙室壁存在的放射性物質(zhì)形成的浸沒(méi)外照射，內(nèi)照射是指人體吸入和食入放射性物質(zhì)從而引起的體內(nèi)照射[7]。放射性物質(zhì)對(duì)人的照射途徑如圖3所示。

所以艙室內(nèi)工作人員所受劑量的主要來(lái)源有：1)艇員在艙室內(nèi)由于全身浸沒(méi)而引起的外照射；2)吸入碘、氣溶膠所引起的內(nèi)照射；3)由于沉積和吸附作用殘留在艙室壁的核素造成的外照射。

圖3 氣載放射性物質(zhì)對(duì)人的照射途徑Fig.3 Irradiationavenues of airborneradionuclide

由于沉積和吸附作用殘留在艙室壁的核素的活度太小，對(duì)人所造成的劑量與浸沒(méi)照射、內(nèi)照射及其他途徑照射量相比很小，本文中未考慮。

2.1 浸沒(méi)外照射

浸沒(méi)外照射計(jì)算時(shí)假設(shè)人體一直暴露在核素均勻分布的空氣中，浸沒(méi)外照射所造成艇員劑量[8]為

Doi=μ×Ci(t)×Fi。

(3)

式中：Doi為人員所受劑量，Sv；μ為為屏蔽因子(無(wú)量綱)，無(wú)屏蔽的情況下，一般取μ=1或μ=0.98；Ci(t)為空氣中第i種核素的時(shí)間積分比活度，Bqs/m3；Fi為第i種核素的浸沒(méi)照射有效劑量轉(zhuǎn)換因子，Sv/(Bqs/m3)[10]。

2.2 吸入內(nèi)照射劑量

因核素連續(xù)釋放，泄漏的放射性核素以氣載放射性的形式均勻彌散于空氣中，包括放射性惰性氣體和放射性氣溶膠，人通過(guò)呼吸途徑吸入體內(nèi)對(duì)人造成內(nèi)照射。氣溶膠粒子的形狀很不規(guī)則，顆粒大小也各不相同，一般工作場(chǎng)所的空氣動(dòng)力學(xué)直徑(AMAD)為5 μm[9]。吸入放射性氣溶膠后，呼吸系統(tǒng)各部分會(huì)受到照射，同時(shí)，體內(nèi)其他器官或組織也會(huì)受到照射，這種照射一部分來(lái)自肺內(nèi)沉積的核素，另一部分則來(lái)自吸入物質(zhì)從呼吸系統(tǒng)轉(zhuǎn)移到身體其他器官或組織而造成的照射。對(duì)于Kr和Xe等惰性氣體，在呼吸道內(nèi)的沉積可以忽略不計(jì)[9]。

經(jīng)吸入途徑攝入某種放射性核素的有效劑量[8]用下式計(jì)算：

Dhi=B×Ci(t)×FHi，

(4)

式中：Dhi為吸入導(dǎo)致人員所受內(nèi)照射劑量，Sv；B為人的呼吸率，一般情況下，取B=1.2m3/h[9]；Ci(t)為空氣中第i種核素的時(shí)間積分比活度,Bqs/m3；FHi為第i種核素的吸入劑量轉(zhuǎn)換因子，Sv/Bq[10]。

3 計(jì)算結(jié)果與結(jié)果分析

在燃料元件包殼0.1%當(dāng)量破損率情況下，假設(shè)蒸汽發(fā)生器泄漏率為3.6 kg/h、核動(dòng)力艦船不通風(fēng)，采用式(3)和式(4)計(jì)算核動(dòng)力裝置以25%的反應(yīng)堆功率連續(xù)運(yùn)行180 d艇員所受到的外照射有效劑量和內(nèi)照射有效劑量，計(jì)算結(jié)果如表2所示。

表2 艇員受到的外照射劑量和內(nèi)照射劑量

計(jì)算結(jié)果表明，空氣浸沒(méi)外照射主要由核87Kr、88Kr、133Xe、135Xe貢獻(xiàn)。吸入內(nèi)照射由核素131I、133I、135I貢獻(xiàn)。碘的內(nèi)照射劑量比外照射劑量大得多，所以一般只考慮碘的內(nèi)照射效應(yīng)。惰性氣體外照射貢獻(xiàn)大的原因是惰性氣體很容易隨著管道裂縫、回路系統(tǒng)不嚴(yán)密處等地方釋放出來(lái)，彌漫在艙室空氣中，對(duì)人造成外照射；碘釋放出來(lái)后很容易在空氣中形成氣溶膠，吸入后對(duì)人造成內(nèi)照射。惰性氣體和氣溶膠劑量貢獻(xiàn)比例如圖4所示。

圖4 艙室中氣載放射性核素劑量貢獻(xiàn)百分比Fig.4 The percentage of the dose contribution of airborneradionuclide in the cabin

由圖4可以看出，惰性氣體對(duì)人體造成的外照射劑量占人體所受劑量的絕大部分，因此只能采取通風(fēng)降低艙室空氣放射性比活度的方式減少艇員所受劑量[11]。

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