吳亮亮,應(yīng)棟川,邱岳峰,王國忠,張延云,宋 婧何 桃,,周少恒,熊 健,,李 佳,

(1.中國科學(xué)技術(shù)大學(xué)核科學(xué)技術(shù)學(xué)院,安徽 合肥 230027;2.中國科學(xué)院等離子體物理研究所,安徽合肥 230031;3.合肥工業(yè)大學(xué)數(shù)學(xué)學(xué)院,安徽 合肥 230069)

停堆劑量是由核裝置運行期間被中子活化的材料所發(fā)射的衰變光子輻射引起的。在核裝置在運行停止或運行間歇期間,工作人員需要靠近或進入裝置內(nèi)部進行實驗測量或維修檢測工作,將受到放射性照射的危險。因此準確地評估核裝置的停堆劑量率水平,對于核裝置設(shè)計及維護人員的安全有著重要的參考意義[1]。

對于聚變裝置停堆劑量率的計算,通常采用的是基于三維蒙特卡羅程序的停堆劑量率計算方法[2-3]。由于該方法僅能考慮有限的核素,且只能處理一步的衰變過程,不適用于求解具有復(fù)雜的幾何結(jié)構(gòu)先進反應(yīng)堆(如核聚變反應(yīng)堆、聚變裂變混合堆、加速器驅(qū)動次臨界堆等)的停堆劑量率。本文在FDS團隊自主研發(fā)的大型集成多功能中子學(xué)計算與分析系統(tǒng)VisualBUS[4]框架下,通過采用嚴格二步法[1,5](R2S：Rigorous 2-step method),耦合具有處理復(fù)雜幾何能力的三維蒙特卡羅程序MCNP[6]和國際上廣泛使用的活化計算程序FISPACT[7],發(fā)展了三維停堆劑量計算程序。該程序?qū)崿F(xiàn)了中子輸運、材料活化和光子劑量計算的自動耦合,可獲得核裝置停堆后周圍空間劑量場的三維精細分布信息。本文將從計算方法、程序?qū)崿F(xiàn)及其在先進實驗超導(dǎo)托卡馬克EAST(Experimental Advanced Superconducting Tokamak)上的初步應(yīng)用三個方面來介紹該程序的發(fā)展狀況。

1 停堆劑量率計算方法

核裝置在運行期間,部分組件在中子的輻照之下被活化而具有放射性。裝置停止運行或運行間歇期間,被活化了的材料會向周圍空間發(fā)出γ光子[8]。因此,要計算停堆劑量率的分布情況,需要先求得衰變光子源在時間、空間及能量上的分布。R2S方法計算過程如圖1所示。

圖1 R2S方法計算流程Fig.1 Flow scheme of R2Smethod

對于合適的計算模型,中子輸運計算可以得到裝置運行過程中所有非空柵元中子注量率在空間、能量上的分布情況。對于幾何結(jié)構(gòu)復(fù)雜的三維模型(如托卡馬克裝置),中子輸運計算通常采用適合求解復(fù)雜三維幾何問題的蒙特卡羅方法[9]。本文利用國際上通用的三維蒙特卡羅輸運程序MCNP進行中子輸運計算以獲得下一步活化計算所需的中子注量率數(shù)據(jù)。

R2S方法利用中子輸運計算所得的中子注量率數(shù)據(jù),在一定的輻照時間和冷卻時間的條件下,進行材料活化計算。本文使用國際上廣泛使用的活化計算程序FISPACT-2007得到光子源的描述文件,用于下一步的光子輸運計算。

最后,R2S方法進行光子輸運模擬,得到不同冷卻時間下核裝置周圍空間的三維劑量場分布。計算中所使用的數(shù)據(jù)庫為國際原子能機構(gòu)(IAEA)最新版本聚變評價數(shù)據(jù)庫FENDL-2.0[10]。

2 程序?qū)崿F(xiàn)

基于R2S方法的三維停堆劑量計算程序采用兩個接口程序?qū)⒚商乜_輸運計算程序MCNP和活化計算程序FISPACT自動連接,實現(xiàn)精確求解核裝置的停堆劑量率。三維停堆劑量率計算程序流程如圖2所示。

其中接口程序 MF-Interface的主要功能是解析輸運計算的輸出文件,自動生成包含中子注量率和材料信息的活化計算輸入文件;接口程序FM-Interface的主要功能是處理活化計算輸出文件,將衰變光子強度及能譜分布計算結(jié)果經(jīng)處理后生成光子源的描述文件,用于MCNP衰變光子輸運計算。

圖2 停堆劑量率計算程序流程圖Fig.2 Shutdow n dose calculation code based on R2S

為提高計算效率,程序允許用戶提供輸運計算輸出文件,避免重復(fù)進行MCNP程序計算。同時,根據(jù)用戶的不同需求,計算中可以采用多種中子能群結(jié)構(gòu)(包括69群的W IMSD、175群的VITAMIN-J和 315群的 TRIPOLI等能群結(jié)構(gòu))[7]。

在實際計算中,組成柵元材料的某些微量元素在輸運計算中可以被忽略,但可能對活化的結(jié)果造成巨大的影響,考慮這些微量元素對提高活化計算的精確度具有重要意義。為此,程序提供了用戶自定義材料的功能,用戶可以更改活化計算的材料,加入輸運中被忽略的微量元素,提高了活化計算的精確程度。

由于輸運計算程序MCNP對源卡個數(shù)的限制,無法進行復(fù)雜的核裝置模型的計算。本文通過使用接口程序FM-Interface對柵元與源卡的對應(yīng)關(guān)系進行優(yōu)化,使得源卡的個數(shù)滿足MCNP程序的限值。同時,程序提供一個方便的源描述接口,用戶可以通過定義一個包圍所有柵元的較大取樣空間來完成對衰變光子源的隨機取樣,從而使MCNP衰變光子輸運計算成為可能。

3 在EAST上的初步應(yīng)用

3.1 計算模型

EAST是中科院等離子體物理研究所自主設(shè)計建造的世界上首個全超導(dǎo)托卡馬克裝置。主機部分高11m,直徑8m,重400 t,由超高真空室、縱場線圈、極向場線圈、內(nèi)外冷屏、外真空杜瓦、支撐系統(tǒng)等六大子系統(tǒng)組成。

本文采用未經(jīng)簡化EAST裝置的45°CAD模型作為分析對象,通過FDS團隊自主研發(fā)的蒙特卡羅計算自動建模軟件MCAM[12-15]將該CAD模型轉(zhuǎn)換為三維中子學(xué)MCNP計算模型(如圖3所示)。該計算模型包含了精細的組件結(jié)構(gòu),使得劑量計算結(jié)果的更加精確。EAST中子學(xué)模型的材料組成如表1所示。

圖3 帶大廳的EAST裝置45°模型Fig.3 The 45°modelof EASTw ith a hall

表1 EAST中子學(xué)模型的材料組成[15]Table1 Materia l composition of EAST neutronicsmodel

本文計算分析了EAST裝置在D-D等離子體反應(yīng)模式下的停機劑量信息。假設(shè)中子源均勻分布在等離子體區(qū),能量為2.45 MeV,典型D-D反應(yīng)的中子產(chǎn)額為1×1015n/s,使用單脈沖放電時間1 000 s作為輻照參數(shù)[16]。為了較為全面地考查停機后不同時間段的輻射劑量情況的變化趨勢,本文在計算方案中選取了6個冷卻時間,分別為10m in,100min,400min,1 000 m in和10 000 min。

3.2 計算分析

使用FDS團隊自主研發(fā)的科學(xué)計算可視化分析軟件SV IP[16]對三維停機劑量程序計算所得結(jié)果進行可視化,得到EAST裝置停機后周圍三維空間劑量場的分布。圖4分別顯示了以裝置為中心的水平橫向截面和豎直縱向截面上劑量場的分布情況。

圖4 SV IP中EAST裝置三維劑量場分布Fig.4 Th ree-dimensional dose distribution of EAST

1)劑量率在徑向上的變化

分析計算不同冷卻時間下托克馬克窗口高度處劑量率,得到劑量率隨徑向變化情況的分布曲線,如圖5所示。由于在靠近等離子體的區(qū)域,受到的中子輻照較強,因而輻射劑量率相對較高。從圖中可以看出,在靠近托克馬克表面(450 cm)處輻射劑量值最高。而隨著半徑方向距離的增加,輻射劑量逐漸減小。不同的冷卻時間的情況下,劑量率沿徑向的分布近似遵循指數(shù)衰減規(guī)律。當(dāng)冷卻時間超過1 000m in,裝置周圍的劑量水平低于 10μSv/h,滿足EAST裝置的輻射防護標準[15]。

圖5 劑量率徑向分布曲線Fig.5 The curve of dose rates along the radius

2)劑量率在極向上的變化

分析計算外真空杜附近極向上的數(shù)據(jù)對劑量率的分布情況,得到變化曲線如圖6所示?？梢钥闯?不同冷卻時間的劑量率沿極向方向的分布規(guī)律大致相同,在高度約為550 cm處劑量率達到最大值,離該位置越遠則劑量率越小。因為此位置最靠近堆芯等離子體區(qū)域,結(jié)構(gòu)材料受到的中子輻照主要集中在該高度附近,活化光子源也主要集中在該區(qū)域。同時可以看出,在冷卻時間超過1 000 m in后,裝置周圍的劑量水平低于10μSv/h,滿足EAST裝置的輻射防護標準。

3)劑量率隨冷卻時間的變化

圖6 劑量率極向分布曲線Fig.6 The curve of dose rates along the axis

為了研究EAST裝置的停機劑量率隨冷卻時間的變化情況以便確定劑量率水平在多長的冷卻時間后可以達到對人體安全的水平,本文選取了不同冷卻時間下大廳中劑量率最高處(R=450 cm,Z=550 cm,θ=45°)的劑量率進行了比較分析,得到劑量率隨冷卻時間的變化曲線,如圖7所示。

圖7 劑量率隨冷卻時間的變化曲線Fig.7 The curve o f dose rate with the coo ling time

由圖可以看出停機劑量率在大約100 m in以前,衰減比較慢。因為這段時間內(nèi),停堆劑量率主要來自于裝置材料SS304L中的雜質(zhì)55Mn吸收中子發(fā)生(n,γ)俘獲反應(yīng)生成的放射性核56M n,半衰期為2.58 h。隨后,51Cr(半衰期為27.8 d)開始變成主要放射性核素,它主要來自于裝置材料SS304L中的雜質(zhì)50Cr與中子發(fā)生(n,g)反應(yīng),從圖中可以看出,在100 min至10 000 min(約一星期)衰減加快。另外,放射性核素55Fe、60Co及60Com在相應(yīng)的冷卻時間段對停堆劑量亦有所貢獻。根據(jù)EAST裝置的輻射防護標準,EAST裝置正常運行時工作場所的輻射水平不得高于10μSv/h。從圖中可以看到,當(dāng)冷卻時間大于 1 000 m in以后,EAST裝置的劑量水平小于10μSv/h。因此在這種情況下,工作人員在停機以后必須等待1 000 m in之后,才能靠近裝置進行操作。而一周以后,大廳內(nèi)的劑量率則已經(jīng)衰減到天然本底的水平(0.1μSv/h)。

4 結(jié)論

本文基于嚴格二步法(R2S),耦合蒙特卡羅輸運計算程序MCNP和活化計算程序FISPACT,發(fā)展了三維停機劑量計算程序。該程序充分利用了MCNP程序中子、光子輸運計算以及處理復(fù)雜幾何結(jié)構(gòu)的能力,并結(jié)合FISPACT程序材料活化及光子衰變計算的能力,實現(xiàn)了核裝置停機后周圍空間劑量場分布的精確描述和分析。

該停機劑量計算程序已初步應(yīng)用于EAST裝置,所得結(jié)果直觀顯示了 EAST裝置停機后,不同冷卻時間和空間下劑量場的三維空間分布情況,這些數(shù)據(jù)可以為EAST輻射防護工作提供了重要參考。同時,停機劑量計算程序在EAST裝置上的成功應(yīng)用也為其在其他核聚變裝置上的應(yīng)用提供了參考。在下一步的工作中,需要進行各種單脈沖放電和多脈沖放電條件下停機劑量率的分析計算,以獲得EAST裝置停機后輻射劑量場在三維空間的真實分布。

5 致謝

本文工作是在中科院知識創(chuàng)新工程重要方向項目(編號k JCX2-YW-N37與KJCX 2-YWN35)和中科院信息化專項項目(編號INFO-115-C01-SDB2-010)的資助下進行的。

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