Radiation Dose Calculation for the Mobile Micro Reactor under Hypothetical Accidents
Small and micro reactors have attracted special attention due to their inherent high safety, simple operating characteristics, long-term continuous energy supply, ease of modularization, and good transportation characteristics. This article uses the Monte Carlo program cosRMC to calculate the core inventory of a mobile micro reactor HOPE (HOt Pipe cooled nuclear Energy system) after 10 years of operation. Referring to the preset accident radioactive material release share recommended by the IAEA and the US NRC guideline 1.183, the source term is assumed to occur in the event of a serious nuclear accident. The Lawrence Livermore National Laboratory (LLNL) HotSpot 3.1 program is used to simulate the atmospheric diffusion of radioactive nuclides and analyze the effects of different atmospheric stability, accident release heights, terrain, inversion layer heights, wind speed, and rainfall on the diffusion of radioactive substances and public radiation dose in the reactor accident scenario. The calculation results of Total Effective Dose (TED) under conservative meteorological conditions indicate that after 10 years of operation of HOPE, a large amount of radioactive substances will be released into the environment under hypothetical accidents. Doses of 10 mSv and above are limited to 2.5 km, and TED exceeding 4 km along the path of smoke is less than 1 mSv. Therefore, the dose level accepted by the public will not exceed 1 mSv, meeting the annual allowable dose limit for the public. Based on the conservative estimation results, it is recommended to determine the emergency plan area of the micro reactor at 3.22 km, taking into account the recommended emergency plan area classification criteria. The research results provide reference for the emergency planning area division and accident consequence evaluation of mobile micro reactors.
Micro Reactor
小微型反应堆作为国家重要能源形式和重要战略力量,是核能技术研发热点之一。美国能源部核能办公室将“小微型反应堆”定义为热功率不超过30 MW、电功率不超过10 MW的反应堆。根据美国国防部的预期,小微型反应堆应该具备长达数年长寿期运行、孤岛运行的能力,同时可以自行应对复杂自然环境或人为攻击,确保在整个寿期内安全可靠运行
国内外在小型反应堆开展了事故源项和辐射后果评价研究。生态环境部核与辐射安全中心陈海英等人根据小型反应堆的设计特点和事故分析结果,建立了一个全堆芯燃料包壳破损事故的理论模型,研究了释放到环境中的放射性及其后果。结果表明,发生堆芯燃料包壳破损事故后,放射性核素释放到环境中的总量达到1014Bq,其中133Xe的释放量最大,事故发生30天后,厂址边界的总有效剂量(TED)为8.65 mSv
堆芯参数 |
||
热功率 |
MW |
3 |
电功率 |
MW |
1 |
冷却剂 |
铅铋合金 |
|
堆芯活性区直径 |
mm |
1600 |
堆芯活性区高度 |
mm |
1500 |
上反射层厚度 |
mm |
150 |
下反射层厚度 |
mm |
150 |
控制鼓高度 |
mm |
2000 |
控制鼓半径 |
mm |
125 |
热管数量 |
1224 |
|
燃料棒数量 |
2112 |
|
燃料棒参数 |
||
燃料棒半径,其中 |
mm |
7.125 |
燃料芯块半径 |
mm |
6.7 |
气隙厚度 |
mm |
0.125 |
包壳厚度 |
mm |
0.3 |
燃料棒间距 |
mm |
16 |
热管参数 |
||
热管直径 |
mm |
15.75 |
管壁厚度 |
mm |
1.375 |
吸液芯厚度 |
mm |
2 |
蒸气腔半径 |
mm |
4.5 |
蒸发段长度 |
mm |
1500 |
绝热段长度 |
mm |
500 |
运行工质 |
K |
堆芯由六块基体组成,每块基体中共包含352根燃料棒和204根热管,燃料棒和热管的配比为2:1,在径向分布上每根燃料棒与三根热管相邻,每根热管与6根燃料棒相邻,全堆共包含2112根燃料棒和1224根热管。在堆芯的外围是Al2O3反射层材料,能够有效减少中子泄露,提高堆芯反应性,同时起到一定的中子屏蔽作用,再外围是反应堆不锈钢外壳,在基体的周围存在一层气隙结构,主要是考虑反应堆运行时温度较高,基体会产生一定程度的膨胀,气隙的作用就是防止基体之间互相接触,反应堆反应性控制主要依赖12个转鼓装置和堆芯中心的停堆棒,转鼓的中子吸收物质为90%富集度的B4C。
cosRMC是由国家电投集团科学技术研究院与清华大学联合研发的一款具有完全自主知识产权的堆用蒙卡分析软件,具有中子–光子–电子耦合输运计算功能,且同时为满足反应堆分析需求开发了内耦合的燃耗计算模块。cosRMC的功能开发与确认评估围绕工程应用需求,目前软件已具备各类堆型物理分析和屏蔽设计所需的多种计算功能。由cosRMC建立的全尺寸堆芯模型如
图1. cosRMC的HOPE堆芯几何模型
Hotspot软件是由美国Lawrence Livermore国家实验室开发,为保健物理人员提供的一个快捷计算软件,它可用于计算涉及放射性材料的事故。
Hotspot软件是基于高斯烟羽模型的气体或气溶胶的大气浓度扩散模型,大气扩散计算方程为:
(1)
当实际核素的泄露接近地面大气边界层或位于地面时,其扩散有界,应考虑地面的影响。
如果反射层的选择有影响且 超过逆温层高度(L)时,使用以下公式:
(2)
式中:C为对时间积分的大气浓度,(Bq∙s)/m3;Q为源项,Bq;H为有效释放高度,m;λ为放射性衰变常数,s−1;x为顺风距离,m;y为侧风距离,m;Z为纵轴距离,m; 为横向扩散参数(在侧风方向集成浓度分布的标准偏差),m; 为铅直向扩散参数(在侧风方向集成浓度分布的标准偏差),m;u为有效释放高度上的平均风速,m/s;L为反射层高度,m。
个人有效剂量考虑烟云浸没外照射、地面沉积外照射和吸入内照射3个途径,计算方式如下:
(3)
(4)
(5)
(6)
式中: 、 、 分别为吸入内照射有效剂量、烟云外照射有效剂量和地面沉积外照射有效剂量,Sv; 为总有效剂量,Sv; 为评价时间段内核素i的时间积分空气放射性浓度,Bq∙s/m3; 为核素i的吸入内照射有效剂量转换因子,Sv/Bq; 为核素i的烟云浸没外照射有效剂量转换因子,(Sv/s)/(Bq/m3); 为沉积在地面的核素i的有效剂量转换因子,(Sv/s)/(Bq/m2);Br为评价时间段内的成人呼吸率,m3/s; 为核素i的沉积速率,m/s;t为持续照射时间,s。
通过cosRMC对输运燃耗进行计算得到HOPE运行10年后的堆芯积存量,在此基础上对该反应堆进行事故放射性评价计算。在反应堆进行核事故情景分析时既要考虑设计基准事故也要考虑严重事故,参考国家核安全局对小型压水堆核动力厂安全评审原则,假设后果最严重的严重事故序列对HOPE事故情景的辐射影响作保守评价,即计算包络性的事故源项所导致的最大个人剂量。假设燃料元件包壳破损燃料棒失效导致裂变产物释放到环境中,释放源项考虑了惰性气体、卤素、碱金属、碲族以及Ba-Sr族等核素组分。针对小微型反应堆国内外尚缺乏确定的假设事故源项,本文中用于计算TED的各放射性组分释放份额取自美国核管理委员会(US-NRC)管理指南1.183
核素 |
半衰期(d) |
堆芯总量(Bq) |
释放份额 |
释放总量(Bq) |
Xe-138 |
9.78E − 03 |
8.17E + 15 |
1 |
8.17E + 15 |
Xe-135 |
3.81E − 01 |
6.50E + 15 |
1 |
6.50E + 15 |
Xe-133 |
5.25E + 00 |
9.14E + 15 |
1 |
9.14E + 15 |
Te-133 |
8.65E − 03 |
6.09E + 15 |
0.05 |
3.05E + 14 |
Te-132 |
3.26E + 00 |
6.17E + 15 |
0.05 |
3.09E + 14 |
Te-131 |
1.74E − 02 |
4.05E + 15 |
0.05 |
2.02E + 14 |
Te-127 |
3.90E − 01 |
3.32E + 14 |
0.05 |
1.66E + 13 |
Te-127m |
1.09E + 02 |
1.17E + 13 |
0.05 |
5.84E + 11 |
Te-129 |
4.84E − 02 |
1.07E + 15 |
0.05 |
5.37E + 13 |
Te-129m |
3.36E + 01 |
1.93E + 11 |
0.05 |
9.64E + 09 |
Te-131m |
1.25E + 00 |
2.99E + 14 |
0.05 |
1.50E + 13 |
Sr-92 |
1.13E − 01 |
7.50E + 15 |
0.02 |
1.50E + 14 |
Sr-91 |
3.96E − 01 |
7.51E + 15 |
0.02 |
1.50E + 14 |
Sr-90 |
1.06E + 04 |
1.50E + 15 |
0.02 |
3.01E + 13 |
Sr-89 |
5.05E + 01 |
5.73E + 15 |
0.02 |
1.15E + 14 |
Sb-129 |
1.80E − 01 |
1.09E + 15 |
0.05 |
5.46E + 13 |
Ru-106 |
3.69E + 02 |
1.13E + 15 |
0.0025 |
2.82E + 12 |
Pu-241 |
5.26E + 03 |
2.91E + 13 |
0.0005 |
1.45E + 10 |
Pu-240 |
2.39E + 06 |
4.98E + 11 |
0.0005 |
2.49E + 08 |
Pu-239 |
8.79E + 06 |
1.69E + 13 |
0.0005 |
8.44E + 09 |
Pu-238 |
3.21E + 04 |
2.20E + 12 |
0.0005 |
1.10E + 09 |
Kr-88 |
1.18E − 01 |
4.38E + 15 |
1 |
4.38E + 15 |
Kr-87 |
5.30E − 02 |
3.27E + 15 |
1 |
3.27E + 15 |
Kr-85m |
1.87E − 01 |
1.67E + 15 |
1 |
1.67E + 15 |
Kr-85 |
3.93E + 03 |
2.10E + 14 |
1 |
2.10E + 14 |
I-135 |
2.76E − 01 |
8.59E + 15 |
0.4 |
3.43E + 15 |
I-134 |
3.66E − 02 |
1.04E + 16 |
0.4 |
4.16E + 15 |
I-133 |
8.67E − 01 |
9.13E + 15 |
0.4 |
3.65E + 15 |
I-132 |
9.59E − 02 |
6.29E + 15 |
0.4 |
2.52E + 15 |
I-131 |
8.02E + 00 |
4.29E + 15 |
0.4 |
1.71E + 15 |
I-130 |
3.25E + 01 |
2.99E + 11 |
0.4 |
1.20E + 11 |
Cs-138 |
2.24E − 02 |
9.22E + 15 |
0.3 |
2.77E + 15 |
Cs-137 |
1.10E + 04 |
1.74E + 15 |
0.3 |
5.21E + 14 |
Cs-136 |
1.31E + 01 |
4.76E + 13 |
0.3 |
1.43E + 13 |
Cs-134 |
7.53E + 02 |
9.19E + 13 |
0.3 |
2.76E + 13 |
Cm-244 |
6.62E + 03 |
7.26E + 11 |
0.0002 |
1.45 E + 08 |
Cm-242 |
1.63E + 02 |
1.80E + 13 |
0.0002 |
3.61E + 09 |
Ce-144 |
2.85E + 02 |
7.08E + 15 |
0.0005 |
3.54E + 12 |
Ba-140 |
1.28E + 01 |
8.16E + 15 |
0.02 |
1.63E + 14 |
在有效释放高度2 m、风速2 m/s、D类大气稳定度条件下,由HotSpot模拟计算的下风向中心羽流线不同距离处的TED以及产生该剂量需要的时间见
下风向距离(km) |
到达时间(hh:min) |
TED (Sv) |
0.01 |
<00:01 |
5.4E + 02 |
0.05 |
<00:01 |
6.0E + 01 |
0.1 |
00:01 |
1.9E + 01 |
0.3 |
00:03 |
2.5E + 00 |
0.4 |
00:04 |
1.4E + 00 |
0.5 |
00:05 |
9.6E − 01 |
0.6 |
00:06 |
7.0E − 01 |
0.7 |
00:07 |
5.3E − 01 |
0.8 |
00:08 |
4.2E − 01 |
0.9 |
00:09 |
3.4E − 01 |
1 |
00:10 |
2.8E − 01 |
2 |
00:21 |
8.8E − 02 |
4 |
00:42 |
2.9E − 02 |
6 |
01:03 |
1.5E − 02 |
8 |
01:24 |
1.0E − 02 |
10 |
01:46 |
7.2E − 03 |
20 |
03:32 |
2.6E − 03 |
40 |
07:04 |
9.5E − 04 |
60 |
10:36 |
5.3E − 04 |
80 |
14:18 |
3.5E − 04 |
图4. 不同释放高度对下风向不同距离处TED的影响:(a) A稳定度;(b) D稳定度
不同地形放射性烟羽的扩散行为是不同的,需要考虑微型反应堆在不同地形发生核事故所产生的剂量影响,从而对该反应堆型的核事故后果评价和应急计划分区提供更详细的参考。HotSpot中内置了两种不同的地形,分别是理想平坦地形(平坦农村)和较为复杂的城市地形,本文计算了地面释放情况下两种地形条件下羽流中心线上不同下风向距离处的TED和地面沉积浓度,计算结果如
逆温层通常与地表的强辐射冷却有关,会限制放射性空气污染物的垂直扩散,逆温层对TED的影响仅在A、B、C、D四类大气稳定条件下比较显著
图5. 不同地形条件下放射性污染物所致TED (a)和地面沉积浓度 (b)
反射,导致相对于没有逆温层的情况逆温层的存在使得剂量增加。当逆温层高度大于50 m后,TED随逆温层的增加而下降,产生该现象的原因是该气象条件下地面释放放射性羽流垂直扩散到逆温层高度的浓度减小,逆温层的增加对羽流和剂量值的影响降低。
风速会影响放射性污染物在空气中的扩散速度,从而影响不同位置处公众所受剂量大小。本文选取出现概率较大的中性大气稳定度D,有效释放高度2 m,计算比较了不同风速下下风向不同距离处的TED。典型静小风0.5 m/s以及常规风速下对事故剂量的影响,如
图8. 不同降雨量下TED和地面沉积浓度变化
根据原子能机构安全标准GS-R-2,在核电厂安全评估过程中,应根据估计的干预距离确定应急计划区域
第一类:如果预计剂量在场地边界小于10 mSv,则不需要EPZ。
第二类:如果预计剂量在场址边界大于或等于10 mSv,在3.22 km范围内小于10 mSv,则在3.22 km范围内建立EPZ。
第三类:如果预计剂量在3.22 km范围内大于或等于10 mSv,在8.05 km范围内小于10mSv,则EPZ将被确定为8.05 km。
第四类:如果8.05 km处的预计剂量大于或等于10 mSv,则EPZ将被确定为16.09 km。
根据上文HotSpot的计算分析结果,本文在所设核事故情景下选取保守的气象条件(风速0.5 m/s, D类大气稳定度,混合层高度50 m,降雨量10 mm/h)对HOPE的辐射安全和后果评价作保守估计计算,有效释放高度考虑2 m,选取平坦地形。计算结果如
下风向距离(km) |
到达时间(hh:min) |
TED (Sv) |
0.01 |
<00:01 |
3.6E + 03 |
0.05 |
00:02 |
4.7E + 02 |
0.1 |
00:04 |
1.7E + 02 |
0.3 |
00:12 |
2.4E + 01 |
0.4 |
00:16 |
1.3E + 01 |
0.5 |
00:21 |
7.8E + 00 |
0.6 |
00:25 |
4.9E + 00 |
0.7 |
00:29 |
3.1E + 00 |
0.8 |
00:33 |
2.1E + 00 |
0.9 |
00:38 |
1.4E + 00 |
1 |
00:42 |
9.6E − 01 |
2 |
01:24 |
3.3E − 02 |
3 |
02:07 |
1.6E − 03 |
4 |
02:49 |
9.0E − 05 |
8 |
05:39 |
1.4E − 09 |
10 |
07:04 |
6.7E − 12 |
20 |
14:08 |
0.0E + 00 |
40 |
>24:00 |
0.0E + 00 |
60 |
>24:00 |
0.0E + 00 |
80 |
>24:00 |
0.0E + 00 |
本文采用蒙特卡罗程序cosRMC对可移动式微型反应堆HOPE运行10年后堆芯积存量进行了计算,参考IAEA推荐和美国NRC导则1.183规定的事故下放射性物质释放份额计算事故源项,采用美国劳伦斯利弗莫尔国家实验室(LLNL) HotSpot3.1程序进行放射性核素大气扩散模拟计算,分析了不同大气稳定度、事故释放高度、地形、逆温层高度、风速和降雨量对该反应堆事故情景下放射性物质的扩散和公众辐射剂量的影响。结果表明,HOPE运行10年后在该假设事故下将会有大量放射性物质被释放到环境中,风速和有效释放高度的增加以及复杂地形因素均会加剧放射性物质在大气中的扩散,因此在该堆型的核事故后果评价中需要重点关注地面释放以及稳定条件下的静小风导致的高辐射剂量。保守气象条件下TED计算结果表明,10 mSv及以上剂量被限制在2.5 km以内,烟羽通过路径内超过4 km的TED小于1 mSv,因此公众接受的剂量水平不会超过1 mSv,满足公众每年允许的剂量限制。参考小型反应堆建议的应急计划区划分标准,根据保守估计结果建议将该堆的应急计划区确定在3.22 km。
国家自然科学基金(11605059)。
*通讯作者。