DB34 T 3574.8-2019 聚变装置铁磁性系统结构设计准则 第8部分：辐射屏蔽.pdf

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1、ICS 27.120.10 F 61 DB34 安徽省地方标准 DB 34/T 3574.82019 聚变装置铁磁性系统结构设计准则 第 8 部分：辐射屏蔽 Structural designcriteria of ferromagnetic systemfor fusion device Part 8: Radiation shielding 文稿版次选择 2019 - 12 - 25 发布 2020 - 01 - 25 实施 安徽省市场监督管理局 发布 DB34/T 3574.82019 I 前 言 聚变装置铁磁性系统结构设计准则分为如下 8 个部分： 第 1 部分：总体设计； 第 2 部

2、分：包层系统； 第 3 部分：偏滤器系统； 第 4 部分：管林系统； 第 5 部分：3Sm 规则； 第 6 部分：疲劳寿命评判方法； 第 7 部分：制造与检测； 第 8 部分：辐射屏蔽。 本部分为第8部分。 本部分按照 GB/T 1.1-2009 给出的规则起草。 本部分由中国科学院等离子体物理研究所提出。 本部分由安徽省核聚变工程技术及应用标准化技术委员会归口。 本部分起草单位：中国科学院等离子体物理研究所、深圳大学、安徽省质量和标准化研究院。 本部分主要起草人：徐坤、刘松林、雷明准、卢棚、张小康、徐淑玲、程宁。 DB34/T 3574.82019 1 聚变装置铁磁性系统结构设计准则 第 8

3、 部分：辐射屏蔽 1 范围 本部分规定了聚变装置铁磁性系统结构设计辐射屏蔽的术语和定义、总则、设计要求、设计计算与 评估方法。 本部分适用于聚变装置铁磁性系统结构辐射屏蔽设计的所有阶段，是该系统设计的重要依据。 2 规范性引用文件 下列文件对于本文件的应用是必不可少的。凡是注日期的引用文件，仅所注日期的版本适用于本文 件。凡是不注日期的引用文件，其最新版本（包括所有的修改单）适用于本文件。 GB 14500-2002 放射性废物管理规定 GB 18871 电离辐射防护与辐射源安全基本标准 DB34/T 3574.1 聚变装置铁磁性系统结构设计准则 第 1部分：总体设计 DB34/T 3574.

4、2 聚变装置铁磁性系统结构设计准则 第2部分：包层系统 DB34/T 3574.3 聚变装置铁磁性系统结构设计准则 第3部分：偏滤器系统 DB34/T 3574.4 聚变装置铁磁性系统结构设计准则 第4部分：管林系统 DB34/T 3574.5 聚变装置铁磁性系统结构设计准则 第5部分：3Sm规则 DB34/T 3574.6 聚变装置铁磁性系统结构设计准则 第6部分：疲劳寿命评判方法 DB34/T 3574.7 聚变装置铁磁性系统结构设计准则 第7部分：制造与检测 3 术语和定义 GB 14500-2002界定的以及下列术语和定义适用于本文件。为了便于使用，以下重复列出 GB 14500-20

5、02中的一些术语和定义。 3.1 聚变中子 fusion neutron 托卡马克聚变装置等离子体区域氘氘聚变产生的能量 约 2.45 Me V 的中子或者氘氚聚变产生的能 量约 14.1 MeV 的中子。 3.2 中子通量密度 neutron f lux density 也称为中子注量率，某一点的中子通量等于该点的中子密度与相应中子速度的乘积，它表示单位体 积内所有中子在单位时间内穿行距离的总和，单位是 cm -2 s -1 或者 m -2 s -1 。 3.3 DB34/T 3574.82019 2 中子壁负载 neutron wall loading 单位面积的第一壁壁面承受的直接来自于

6、等离子体区域、 未和任何结构材料发生碰撞的聚变中子负 载，单位一般是 MWm -2 。 3.4 材料辐照损伤 material ra diation damage 材料受载能粒子轰击后的电离和嬗变反应以及原子核碰撞产生点缺陷和缺陷团及其演化的离位峰、 层错、位错环、贫原子区和微孔洞以及析出的新相等。 3.5 退役 decommissioning 核设施使用期满或停役后，为了保护公众和环境的长期安全而采取的管理的和技术的行动。实现场 址和（或）设施的无限制的或有限制的开放或使用。此定义不适用于铀、钍矿冶尾矿库和废石场的停闭 和放射性废物处置场（库）的关闭。 GB 14500-2002，定义 3.

7、15 3.6 放射性废物 radioactive waste 来自实践或干预的、预期不会再利用的废弃物（不管其物理形态如何），它含有放射性物质或被放 射性物质污染，并且其活度或活度浓度大于审管部门规定的清洁解控水平。 GB 14500-2002，定义 3.1 4 总则 4.1 设计目的 确保各内部部件、真空室本体、真空室窗口及其插件的辐照损伤安全，与真空室及托卡马克主机其 他结构共同确保（超导）磁体的核载荷低于相应的设计限值；确保主机运行期间、停机维护期间工作人 员及公众所受的外照射有效剂量低于相应的设计限值。 4.2 设计任务 4.2.1 选用适合聚变装置的中子和射线衰减计算方法、停堆剂量的

8、评估方法，结构材料辐照损伤的 计算方法，源项产生与迁移的计算方法以及相应的配套参数。 4.2.2 结合已有的各主要内部部件的结构和材料，设计屏蔽，计算相应区域的辐射场；结合真空室主 体、真空室窗口及其插件的设计，计算相应区域的辐射场；根据聚变装置停机维护与遥操作的需求，计 算主机维护期间相应区域的辐射场。 4.2.3 屏蔽及源项计算的内容主要包括以下方面： 聚变等离子体中子源及屏蔽设计计算； 各内部部件的主回路系统中的氚、腐蚀产物和各种核反应产物的源项分布及其屏蔽设计计算； 在设计基准事故和某些严重事故条件下，进行应急设施的设计，分析包括氚在内的放射性物质 的释放。 DB34/T 3574.8

9、2019 3 4.3 设计原则 4.3.1 屏蔽设计应考虑各内部部件（包层系统、偏滤器系统、管林系统等）的屏蔽效果。已有内部部 件的屏蔽性能不满足要求时，应设置专用屏蔽结构。 4.3.2 在确保安全的前提下，屏蔽设计应尽量减小体积和重量。 4.3.3 专用屏蔽结构应便于维护操作，应方便退役、减少放射性废物。 4.3.4 在屏蔽聚变中子的同时，应考虑对中子与内部部件相互作用产生的俘获射线的屏蔽。 4.3.5 应考虑核热的影响，保证各内部部件的冷却。 5 设计要求 5.1 屏蔽材料的选择 5.1.1 内部部件应选用低活化材料，避免或减少可能产生长寿命活化产物的材料杂质成分。 5.1.2 内部部件应

10、选用抗辐照材料。 5.1.3 在设计使用寿命内，屏蔽材料应始终满足 5.3 中的辐照效应限值的要求。 5.1.4 采用新型屏蔽材料时，应有足够的材料性能数据和辐射屏蔽实验数据。 5.2 屏蔽结构设计要求 5.2.1 屏蔽结构的设计应满足 DB34/T 3574.1 中的总体要求。 5.2.2 与屏蔽相关的铁磁性材料结构的设计应满足 DB34/T 3574.5 中对应力限值的要求。 5.2.3 屏蔽结构的设计应满足 DB34/T 3574.6 中对疲劳寿命的要求。 5.2.4 屏蔽结构的设计应满足 DB34/T 3574.7 中对制造与检测的要求。 5.2.5 其他要求： 集成在包层及其支撑系统

11、中的屏蔽结构，应满足 DB34/T 3574.2 中对包层的设计要求； 集成在偏滤器及其支撑系统中的屏蔽结构，应满足 DB34/T 3574.3 中对偏滤器的设计要求； 集成在管林及其支撑系统中的屏蔽结构，应满足 DB34/T 3574.4 中对管林的设计要求。 5.3 材料辐射效应限值 各内部部件、真空室本体、真空室窗口及其插件结构材料的辐照损伤要以损伤最大点的数值作为评 判依据。应控制各内部部件、真空室本体、真空室窗口及其插件所受的辐射损伤低于规定限值。限值由 选用的材料根据工况确定。 5.4 其他要求 5.4.1 内部部件的屏蔽设计应当充分考虑托卡马克聚变装置主机其他部件，结合真空室本体

12、和真空室 之外的屏蔽体实现对（超导）磁体、冷屏等结构的辐射屏蔽，使其核载荷满足相应的设计要求。 5.4.2 内部部件的屏蔽设计应当充分考虑托卡马克聚变装置主机厂房及其辅助机房的屏蔽要求。协同 主机及辅助厂房屏蔽设计以满足 GB 18871 对辐射安全的要求。 5.4.3 屏蔽设计应满足维护与遥操作的需求。 6 设计计算与评估方法 6.1 计算机程序与数据库 DB34/T 3574.82019 4 6.1.1 屏蔽设计中使用的核数据应来自经评价核数据库。 6.1.2 屏蔽设计中使用的计算程序要经确认和验证，证明程序的理论模型和计算方法是适当的。 6.1.3 屏蔽设计中使用的核数据库与计算机程序应

13、是配套和自恰的，能达到设计精度的要求。 6.1.4 应对主要设计参数的计算结果进行不确定性分析。 6.2 设计计算 6.2.1 初步设计 根据托卡马克装置的结构复杂性，在初步设计阶段可以进行托卡马克主机的初步屏蔽分析，给出内 部部件及主机各主要部件对聚变中子的屏蔽效果，给出中子通量密度、光子通量密度、辐射材料损伤、 停堆剂量率等典型核性能参数的径向分布，评估托卡马克主机的屏蔽性能，选定主要屏蔽方案与结构。 6.2.2 详细设计 在详细设计阶段需要完善初步设计阶段遗留的问题，进行全部的屏蔽设计。其中，需要对以下结构 或参数进行完整的评估与计算： 聚变等离子体中子源定义； 中子壁负载分布； 高能（

14、0.1MeV）、低能中子通量密度分布，以及重要部件或部位的中子能谱； 各内部部件、真空室本体、真空室窗口及其插件等结构上的核响应量。这些核响应量应包括其 总核热、核热功率密度、辐射材料损伤情况； 各内部部件及其之间存在的缝隙、孔洞等穿透结构对屏蔽性能的影响； 真空室窗口及其插件结构上存在的迷道结构对屏蔽性能的影响； 剂量率分布和停堆剂量率分布。 6.3 初步评估 需要对内部部件的活化、 放射性废物的产生进行初步评估， 相关定义与要求参考 GB 14500 -2002 中 的规定进行。 6.4 事故工况下的屏蔽计算与评估 6.4.1 应按照事故可能的进程分析放射性物质的迁移，评估其对维护和遥操作的影响。 6.4.2 对涉氚系统的事故工况进行专门评估。 6.4.3 屏蔽设计应考虑缓解事故工况下放射性物质的释放。 _