MCNP程序對某坑式廢物庫貯存廢物放射性活度驗證計算

1、第44卷增刊 原 子 能 科 學 技 術 Vol. 44, Suppl. 2010年9月 Atomic Energy Science and Technology Sep. 2010MCNP程序對某坑式廢物庫貯存廢物放射性活度驗證計算馬小強，李興義，劉登奎（中國核動力研究設計院，四川 成都 610005）摘要：某廢物庫退役源項調查是廢物庫退役工程前期工作，為退役設計提供源項輸入。根據(jù)現(xiàn)場輻射水平測量結果，利用點核積分原理，通過輻射水平與射線注量之間的關系，反推出廢物的放射性活度。為評價計算結果，利用MCNP程序進行了驗證計算。點核積分計算結果為6.4×1014 Bq，MCNP驗證計算

2、結果為4.82×1014 Bq，表明點核積分計算結果偏保守，滿足工程設計需要。 關鍵詞：放射性廢物；活度；MCNP；驗證計算中圖分類號：TL942 文獻標志碼：A 文章編號：1000-6931（2010）S0-0583-04MCNP Verification Calculation of Activityfor Waste Stored in a Trap RepositoryMA Xiao-qiang，LI Xing-yi，LIU Deng-kui（Nuclear Power Institute of China, Chengdu 610005, China）Abstract: T

3、o offer the source for a trap repository decommissioning engineering, the activity of medium solid radioactive waste was calculated by point-kernel ray-tracing technique and the result is 6.4×1014 Bq. To appraise the result, a verification calculation was performed by MCNP and the result is 4.8

4、2×1014 Bq. It shows that point-kernel result is a little bigger than MCNP result. Therefore, point-kernel result is satisfied for engineering design. Key words: radioactive waste；activity；MCNP；verification calculation某坑式廢物庫建造于20世紀60年代，現(xiàn)已停止使用。多年來，存放了某反應堆及配套設施運行、檢修活動中所產(chǎn)生的低、中放射性固體廢物。廢物庫現(xiàn)已不滿足目前國家放射

5、性廢物暫時貯存法律法規(guī)的規(guī)定，更不符合放射性廢物的永久處置規(guī)定。為消除對環(huán)境的潛在危險，對廢物庫實施退役。對廢物庫實施安全、經(jīng)濟、科學的退役，須首先對廢物庫貯存廢物進行源項調查，為廢物庫退役工程的設計提供基礎數(shù)據(jù)。2005年底至2006年初，對廢物庫內廢物貯存情況和輻射水平進行了調查，采用點核積分方法估算了廢物放射性活度。為檢驗點核積分計算結果的可靠性，對坑內廢物利用MCNP程序進行驗證性計算。1 點核積分計算1.1 計算方法坑內貯存廢物為輻照靶筒，主要材料為不銹鋼和鋁材，體積為15.3 m3，質量為38.25 t，收稿日期：2010-04-27；修回日期：2010-07-21 作者簡介：馬小

6、強（1979），男，甘肅甘谷人，助理研究員，核工程與核技術專業(yè)584 原子能科學技術 第44卷主要核素為Co，廢物堆積尺寸約為2.12 m× m3；e/w，e為電子電荷，w為平均電離能，2.12 m×3.4 m，距廢物表面2.3 m處中心輻 5×1021 C/eV。 60射水平為536 mSv/h。根據(jù)現(xiàn)場輻射水平測量結果，利用點核積分原理，通過輻射水平與射線注量之間的關系，反推出廢物的放射性活度1-4。由于廢物坑內廢物貯存非常復雜，輻射水平高，無法準確弄清廢物在坑內裝載情況，因此無法準確建立模型，只能做近似處理。為簡化計算，在計算過程中，將廢物用等體積、等高的均

7、勻圓柱體源代替，核素為60Co。 對無屏蔽的均勻圓柱體源（圖1），當源強為常數(shù)時，在不考慮源自吸收時，在圓柱體源中心軸線上，距端面a的P點，光子輻射注量率為：SVp'4(h+a)ln(1+R2(h+a)22Rh+a（1h+aarctanR） aln(1+R22Raa2+aarctanR式中：P為P點的輻射光子注量率，m2·s1；Sv為源強度，m3·s1。令：f+a)ln（+1R2(h(h+a)2aln（1R2a2Rarctanha（2） R-2RarctanaR則：Sv4P/f （3）根據(jù)照射量率Xi、吸收劑量率Di、粒子注量率之間的關系，可得到用吸收劑量率Di表示

8、的體積源強度Sv的表達式：DifixX （4）其中：fx為照射量到吸收劑量的轉換系數(shù)，為37 Gy·C1ii·kg；D，Gy/s；X，C/kg。XiEk （5）其中：E為粒子的能量，eV；ken/，為質量能量吸收系數(shù)，m2·kg1；為物質密度，kg·聯(lián)立式（4）、（5）可得：Dif （6） xEk聯(lián)立式（3）、（6）可得： S4Divf （7）xEkf考慮到源自吸收時，源強度Sv的計算公式為： S4Dif（8） sfxEkf其中，fs為源自吸收系數(shù)。圖1 圓柱體幾何源 Fig. 1 Cylinder source1.2 計算結果在估算過程中，將廢物用等體

9、積、等高的均勻圓柱體源代替，核素為60Co，利用式（8）對廢物的活度進行了估算。60Co能譜有兩個能峰，E取兩個能峰的和，近似計算可取E2.5×106 eV；自吸收系數(shù)fs選取0.05；能量吸收系數(shù)取0.003 m2·kgen/1。估算結果為：體積比活度為4.2×1013 Bq/m3，質量比活度為1.7× 1010 Bq/kg，總活度為6.4×1014 Bq。2 MCNP計算2.1 MCNP程序簡介MCNP程序是一計算中子、光子和電子輸運的三維幾何的蒙特卡羅代碼。MCNP是由美增刊 馬小強等：MCNP程序對某坑式廢物庫貯存廢物放射性活度驗證計算

10、 585國Los Alamos國家實驗室開發(fā)的一套模擬中子、光子和電子在物質中輸運過程的通用蒙特卡羅方法計算程序。該程序目前可用于計算與中子、光子和電子相關的粒子輸運問題，在核武器的研制、反應堆的設計以及保健物理等方面都有很廣泛的應用。由于它的通用性和強大的功能，在國際上得到了廣泛的應用。在核科學技術領域中，都給出了權威的計算結果。MCNP不同于其他蒙特卡羅程序的一最大特點是使用連續(xù)能量截面數(shù)據(jù)。它可解決任意三維幾何模型的中子、光子和電子有關的輸運問題，無論問題多么復雜，它都可給出滿意的結果。輸入文件由用戶編寫，由描述問題的幾何、材料、源項、計數(shù)、輸出等描述的各種卡片組成。 2.2 計算模型M

11、CNP程序無法直接計算源項，但可方便計算某點注量，根據(jù)放射性活度、注量成正比原理，通過注量計算結果反推放射性活度，即源項。由于廢物坑內廢物實際貯存情況比較復雜，各種尺寸的廢物不規(guī)則地堆放在一起，“微觀”上無法準確用數(shù)學模型描述，“宏觀”上，廢物堆積在一起近似為2.12 m×2.12 m×3.4 m的立方體，體積為15.3 m3，總質量為38.25 t，主要材料為不銹鋼和鋁材（其中Fe與Al的質量含量比為73），主要核素為60Co。距廢物表面（中心）2.3 m處中心輻射水平為 536 mSv/h。根據(jù)廢物坑結構和廢物貯存情況，建立圖2所示模型5。假設中放坑內廢物為Fe、Al和

12、60Co均勻分布。以廢物表面中心為原點建立坐標系。柵元1為中放廢物，柵元2為廢物坑內廢物上部沒有裝載廢物的空間，柵元3為外圍水泥屏蔽體，柵元4為柵元1、2、3以外的空間。根據(jù)射線（能量3 MeV）與空氣以及混凝土作用機理，光子進入柵元4后，對計數(shù)點（0，0，570）注量貢獻可忽略，因此，假設光子進入柵元4后，全部被物質吸收（在輸入文件中，定義光子進入柵元4后重要性為0）。選用F5點注量計數(shù)器和DEn/DFn劑量卡，在距廢物表面（中心）2.3 m處計數(shù)。為減小方差，計算中采用了幾何分裂技術。 2.3 計算結果通過計算，在距離廢物表面（中心）2.3 m處的劑量率（1個光子的貢獻）為：Di=5.55

13、6×1013mSv/h計算誤差為：=0.001 1根據(jù)點探測器記數(shù)誤差<0.05的要求，該計算結果可信。圖2 計算模型 Fig. 2 Model of problem1、2、3、4表示柵元，其余數(shù)字為坐標值2.4結果處理在距離廢物表面（中心）2.3 m處實測劑量率為：Di0536 mSv/hMCNP模擬結果為5.556×1013 mSv/h（1個光子的貢獻）。 根據(jù)60Co的衰變機理，1次衰變放出2個光子，能量分別為1.173 MeV和1.332 MeV，分支比相等。MCNP計算中，2種能量的光子按照等概率抽取，且進行了歸一處理。因此，廢物的活度A（數(shù)值上等于光子數(shù)的

14、一半）為： A12D04.82×1014 BqD586 原子能科學技術 第44卷3 結果分析根據(jù)點核積分原理，廢物放射性活度估算結果為A6.4×1014 Bq。MCNP計算結果為A4.82×1014 Bq。點核積分原理計算結果偏大，MCNP結果偏小。其原因是點核積分模型和計算參數(shù)選擇都偏保守，因此，計算結果比實際偏大。二者的差異為：AA（A+A）/228% 點核積分計算結果偏大的原因是： 1）模型。實際情況中放坑中的廢物是一立方體源，將廢物用等體積、等高的均勻圓柱體源代替，模型建立是保守的，計算結果會筆實際值偏大。2）參數(shù)選擇。式（8）中參數(shù)選擇偏保守，尤其是自吸收系數(shù)fs的選擇較保守。因此，點核積分計算結果比實際值偏大。MCNP計算模型更接近于實際情況