壓水堆核島系統(tǒng)16N源項(xiàng)計(jì)算分析

單陳瑜，盧皓亮，石秀安，韓 嵩，蘇耿華

（中科華核電技術(shù)研究院，廣東 深圳 518026）

壓水堆核島系統(tǒng)16N源項(xiàng)計(jì)算分析

單陳瑜，盧皓亮，石秀安，韓 嵩，蘇耿華

（中科華核電技術(shù)研究院，廣東 深圳 518026）

反應(yīng)堆內(nèi)的快中子與一回路冷卻劑水中的16O發(fā)生俘獲反應(yīng)會(huì)產(chǎn)生放射性核素16N。16N是壓水堆核電廠核島系統(tǒng)設(shè)計(jì)中需要重點(diǎn)考慮的輻射源項(xiàng)。文章在分析了大亞灣和臺(tái)山核電站16N源項(xiàng)計(jì)算不足的基礎(chǔ)上，提出一套精確計(jì)算堆芯多群中子通量和細(xì)致模擬冷卻劑在堆內(nèi)外流動(dòng)過程的計(jì)算方法，保障了相關(guān)核島系統(tǒng)設(shè)計(jì)和設(shè)備間屏蔽設(shè)計(jì)的正確性。

壓水堆；16N；源項(xiàng)；核島；MCNP

在壓水堆核電站運(yùn)行過程中，反應(yīng)堆冷卻劑（H2O）中的16O在受到高能中子輻照后通過16O（n，p）16N生成放射性活化產(chǎn)物16N，16N核素在衰變時(shí)會(huì)放射出γ射線，平均能量高達(dá)6.15 MeV[1]。因而，16N是壓水堆核電站核島系統(tǒng)設(shè)計(jì)中需要重點(diǎn)考慮的輻射源項(xiàng)，對(duì)它的準(zhǔn)確計(jì)算關(guān)系到核島系統(tǒng)設(shè)備的論證與設(shè)計(jì)的正確性：一方面，它是確定一回路設(shè)備間屏蔽墻厚度及運(yùn)行時(shí)一回路設(shè)備間內(nèi)外輻射場(chǎng)的重要依據(jù)；另一方面，通過測(cè)量反應(yīng)堆二回路主蒸汽管道外側(cè)蒸汽中16N核素的放射性水平變化，可以實(shí)現(xiàn)對(duì)蒸汽發(fā)生器泄漏率的監(jiān)測(cè)，16N源項(xiàng)數(shù)據(jù)是探測(cè)器設(shè)計(jì)與采購(gòu)的必需指標(biāo)[2]。

法國(guó)設(shè)計(jì)人員在大亞灣核電站和臺(tái)山CEPR核電站設(shè)計(jì)中給出的16N源項(xiàng)計(jì)算方法過于粗略，計(jì)算中子俘獲反應(yīng)16O（n，p）16N使用的堆芯中子通量及微觀截面僅為單群數(shù)據(jù)，并且未考慮除堆芯活性段的其他輻照區(qū)域。本文給出了一套更加精確合理的核島系統(tǒng)16N源項(xiàng)計(jì)算分析方法。

1 16N源項(xiàng)特性

16N的半衰期為7.13 s，衰變主要放射出γ射線，見表1。

俘獲反應(yīng)16O（n，p）16N的閾能很高（10.244 5 MeV），且反應(yīng)截面隨能量急劇變化，如圖1所示[3]。

表1 16N衰變釋放的γ光子Table 1 Photon products of16N decay

圖1 16O（n，p）16N反應(yīng)的微觀反應(yīng)截面Fig.1 Microscopic cross section of16O(n, p)16N reaction

2 計(jì)算原理與方法

冷卻劑在流經(jīng)反應(yīng)堆壓力容器時(shí)受到中子輻照，計(jì)算在此過程中的16N活度需要知道堆芯中子注量率和冷卻劑在流經(jīng)堆芯各部的時(shí)間；在冷卻劑流出堆芯后，沒有輻照產(chǎn)生新的16N，且16N發(fā)生衰變反應(yīng)，核密度不斷減少，計(jì)算此時(shí)的放射性活度也需要獲得冷卻劑流經(jīng)管道、蒸汽發(fā)生器和主泵等的時(shí)間。因此，計(jì)算16N源項(xiàng)的基本方法：根據(jù)反應(yīng)堆功率和堆本體幾何結(jié)構(gòu)等參數(shù)計(jì)算確定堆芯及相鄰輻照區(qū)域的多群快中子注量率，結(jié)合冷卻劑在壓力容器內(nèi)各輻照區(qū)中的流動(dòng)和受輻照情況以及在外回路中流動(dòng)和衰變的情況，求解冷卻劑中16N在核島系統(tǒng)內(nèi)產(chǎn)生與衰變的平衡方程。

圖2顯示了16N源項(xiàng)在核電站系統(tǒng)中的分布及循環(huán)流動(dòng)情況。

下面以某壓水堆核電站平衡循環(huán)的16N源項(xiàng)計(jì)算為例說明計(jì)算原理與方法，并給出反應(yīng)堆出口處及一回路各典型部位冷卻劑中16N的放射性濃度以及相應(yīng)的γ射線源強(qiáng)。

與法國(guó)設(shè)計(jì)人員在大亞灣核電站和臺(tái)山CEPR核電站設(shè)計(jì)中給出的16N源項(xiàng)計(jì)算方法相比，本文所提出的方法不僅嚴(yán)格利用堆芯中子學(xué)參數(shù)計(jì)算和三維蒙特卡羅粒子輸運(yùn)計(jì)算所給出的實(shí)際堆芯及相鄰輻照區(qū)域的多群快中子注量率，而且精確描述輻照區(qū)內(nèi)冷卻劑的流動(dòng)情況，使得計(jì)算結(jié)果更為準(zhǔn)確合理。

2.1 堆芯內(nèi)輻照

2.1.1 反應(yīng)方程

中子俘獲反應(yīng)16O（n，p）16N的方程式如下：

冷卻劑中16O在堆芯內(nèi)的輻照區(qū)發(fā)生俘獲和衰變反應(yīng)，可以建立如下燃耗方程：

No——水中16O的密度，cm-3；

φ——俘獲反應(yīng)處的中子注量率，s-1·cm-2；

假設(shè)進(jìn)入輻照區(qū)時(shí)，冷卻劑中16N的核密度為流經(jīng)輻照區(qū)的時(shí)間為那么流出輻照區(qū)時(shí)冷卻劑中16N的核密度為：

2.1.2 中子學(xué)參數(shù)計(jì)算

圖2 壓水堆核電站16N的分布Fig.2 Distribution of16N in PWR

輻照區(qū)的快中子注量率與堆芯實(shí)際的燃料管理方案密切相關(guān)。堆芯主要運(yùn)行參數(shù)計(jì)算采用SCIENCE V2程序包，SCIENCE V2用于組件計(jì)算和堆芯計(jì)算，給出功率、燃耗、溫度分布和重要核素核密度等。詳細(xì)的輻照區(qū)域中子注量率計(jì)算采用MCNP程序[4]。

計(jì)算過程中做了以下處理：

（1）計(jì)算區(qū)域

精確考慮三維堆芯功率分布，分別計(jì)算堆芯活性區(qū)、冷卻劑下降區(qū)、上反射層、下反射層以及徑向反射層的多群中子注量率。表2給出了壓力容器內(nèi)各主要部件的材料類型。

（2）燃耗點(diǎn)的選取

堆芯的功率等參數(shù)會(huì)隨燃耗而改變，為了精確描述堆芯功率和能譜等參數(shù)，計(jì)算采用若干燃耗點(diǎn)的權(quán)重平均值來表示。

（3）源強(qiáng)計(jì)算

堆芯某段組件的源強(qiáng)可由下式計(jì)算：

表2 壓力容器內(nèi)各主要部件的材料類型Table 2 Material type of major components in pressure vessel

式中：C＝1.602 176 46×10-13J/MeV；

V——該段組件體積；

Pf——該段組件的相對(duì)功率份額。

Nu/Kappa由下式計(jì)算得到：

其中，φ1和φ2分別為組件快群和熱群中子注量率；1n和2n分別為組件快群和熱群裂變中子數(shù)；為組件裂變產(chǎn)生的能量；和分別為組件快群和熱群裂變宏觀反應(yīng)截面。

功率分布與Nu/Kappa值主要用于源強(qiáng)抽樣概率的計(jì)算。三維堆芯功率分布在軸向分成16段，徑向組件采用組件均勻化的功率值。Nu/Kappa值反映了單位裂變能所產(chǎn)生的裂變中子數(shù)目。

（4）裂變能譜

由于反應(yīng)堆組件燃耗深度不同，239Pu、240Pu、241Pu和242Pu等核素在堆芯不同位置的積累量也不同。由于Pu的同位素比U的同位素單位能量產(chǎn)生更多的中子，同時(shí)Pu的同位素產(chǎn)生的裂變中子比U的同位素裂變產(chǎn)生的中子能譜更硬、穿透能力更強(qiáng)，因此在進(jìn)行反應(yīng)堆快中子注量率計(jì)算時(shí)必須考慮燃耗對(duì)中子源強(qiáng)和裂變中子能譜的影響。計(jì)算中，根據(jù)組件的燃耗、對(duì)應(yīng)的主要裂變核素的裂變份額以及各核素的裂變能譜構(gòu)造混合裂變能譜。

圖3中顯示的是該壓水反應(yīng)堆各區(qū)的快中子注量率。

2.1.3 輻照區(qū)冷卻劑流動(dòng)時(shí)間

根據(jù)實(shí)際堆芯結(jié)構(gòu)和堆芯內(nèi)熱工水力分析，給出輻照區(qū)冷卻劑流經(jīng)各區(qū)域的時(shí)間（見表3）。

2.2 非輻照區(qū)的衰變

2.2.1 衰變方程

16N隨冷卻劑流出堆芯后，經(jīng)過管道、蒸汽發(fā)生器和主泵等，將只發(fā)生衰變反應(yīng)[5]，燃耗方程如下：

因此，假設(shè)進(jìn)入某處初始時(shí)刻為t0，則經(jīng)過Δt=t1-t0后，16N的核密度為：

2.2.2 相關(guān)設(shè)備參數(shù)

核島系統(tǒng)中，冷卻劑流經(jīng)各處的參數(shù)如下：

（1）熱管段（堆芯與蒸汽發(fā)生器之間）參數(shù)

內(nèi)徑 ：73.66 cm；

長(zhǎng)度 ：6.12 m。

（2）冷段管道參數(shù)

1）主泵與蒸汽發(fā)生器之間

圖3 反應(yīng)堆各區(qū)的快中子注量率Fig.3 Fast neutron flux of each region in reactor

表3 輻照區(qū)冷卻劑流經(jīng)各區(qū)域的時(shí)間Table 3 Time of the coolant flowing spent in irradiation region

內(nèi)徑：78.74 cm；

長(zhǎng)度：8.04 m。

2）主泵與堆芯之間

內(nèi)徑：69.85 cm；

長(zhǎng)度：6.74 m。

（3）蒸汽發(fā)生器參數(shù)

1）底封頭（進(jìn)口和出口腔）：分別由兩個(gè)內(nèi)徑為159.5 cm的四分之一球體來表述；

2）蒸汽發(fā)生器U形管：反應(yīng)堆冷卻劑通過4 474根管子，每根管子外徑為1.905 cm，壁厚為1.09 mm；每根管子平均長(zhǎng)度為20.68 m。

（4）反應(yīng)堆冷卻劑泵

1）主泵蝸殼體積： 4 m3；

2）冷卻劑流量： 23 790×3 m3/h。

（5）RCV系統(tǒng)

RCV系統(tǒng)的下泄管線是從反應(yīng)堆一回路中引出的，起點(diǎn)設(shè)在反應(yīng)堆一回路的冷管段（主泵下游），管線通過再生熱交換器后，經(jīng)節(jié)流孔板降壓，最后流入核輔助廠房。需要考慮16N源項(xiàng)的管線可分為兩部分：

1）從反應(yīng)堆一回路冷管段到再生熱交換器之間的管線：

內(nèi)徑：42.9 mm；

長(zhǎng)度 ：25 m。

2）再生熱交換器本身：再生熱交換器為臥式多管型，下泄管流入的水走管外，上充管流入的水走管內(nèi)。因此，可將其看作兩個(gè)完全相同的模塊，每個(gè)模塊體積近似相等。再生熱交換器是體積為0.229 m3的圓柱體，直徑0.24 m，長(zhǎng)5.06 m。RCV系統(tǒng)正常流量率13.6 m3/h。

2.2.3 非輻照區(qū)冷卻劑流動(dòng)時(shí)間

根據(jù)上述參數(shù)，給出非輻照區(qū)冷卻劑流經(jīng)各處的時(shí)間（見表4）。

表4 非輻照區(qū)冷卻劑流經(jīng)各處的時(shí)間Table 4 Time of the coolant flowing spent in non-irradiation region

2.316N源項(xiàng)的活度及源強(qiáng)計(jì)算

由式（3）可得在堆芯內(nèi)輻照區(qū)域，16N的活度計(jì)算式為：

由式（7）可得在非輻照區(qū)域，16N的活度計(jì)算式為：

根據(jù)表1數(shù)據(jù)可計(jì)算得到16N衰變時(shí)釋放的γ射線平均能量為6.15 MeV，平均強(qiáng)度為0.75。因而16N源項(xiàng)產(chǎn)生的平均γ源強(qiáng)可由下式計(jì)算：

式中：A——16N的活度濃度，Bq·cm-3；

E——16N衰變的γ源強(qiáng)，MeV·cm-3·s-1。

表5中給出了某壓水堆核電站平衡循環(huán)的16N源項(xiàng)計(jì)算結(jié)果。與原法國(guó)數(shù)據(jù)相比，該結(jié)果在保證合理性的基礎(chǔ)上增加了保守性。

表5 核島系統(tǒng)各處16N源項(xiàng)計(jì)算結(jié)果Table 5 Calculation results of16N source term in nuclear island system

3 結(jié)束語(yǔ)

法國(guó)在大亞灣核電站和臺(tái)山核電站設(shè)計(jì)中給出的16N源項(xiàng)計(jì)算結(jié)果存在堆芯中子注量率及反應(yīng)微觀截面群數(shù)過少、堆芯內(nèi)部模型建立過于簡(jiǎn)單的缺陷。

本文細(xì)化了16N源項(xiàng)在反應(yīng)堆內(nèi)的流通模型，并將MCNP計(jì)算的堆芯多區(qū)多群中子注量率應(yīng)用到源項(xiàng)計(jì)算分析中，使得分析結(jié)果更加合理。

[1] 潘自強(qiáng)，程建平. 電離輻射防護(hù)和輻射源安全[M].北京：原子能出版社，2007.（PAN Zi-qiang, CHENG Jian-ping. Ionizing Radiation Protection and Safety of Radiation Sources [M]. Beijing: Atomic Energy Press, 2007.）

[2] GB 6249—2011核動(dòng)力廠環(huán)境輻射防護(hù)規(guī)定[S].（GB 6249-2011, Regulations for Environmental Radiation Protection of Nuclear Power Plant [S].）

[3] http://www-nds.iaea.org/exfor/endf.htm[EB].

[4] 裴鹿成，張孝澤. 蒙特卡羅方法及其在粒子輸運(yùn)問題中的應(yīng)用[M]. 北京：科學(xué)出版社，1980.（PEI Lucheng, ZHANG Xia-ze. Monte Carlo Method and Its Application in Particle Transport Issues [M]. Beijing: Science Press, 1980.）

[5] 張傳旭. 秦山核電二期工程反應(yīng)堆及反應(yīng)堆冷卻劑系統(tǒng)源項(xiàng)計(jì)算分析[J]. 核動(dòng)力工程，2003，24:73-77.（ZHANG Chuan-xu. Source Term Calculation and Analysis for Qinshan II Reactor and Reactor Coolant System [J]. Nuclear Power Engineering, 2003, 24:73-77.）

Analysis of16N Source Term in PWR Nuclear Island System

SHAN Chen-yu，LU Hao-liang，SHI Xiu-an，HAN Song，SU Geng-hua
（China Nuclear Power Technology Research Institute, Shenzhen of Guangdong Prov. 518026，China）

The radioactive nuclide16N is generated by capture reaction of16O and fast neutron inside the reactor primary coolant water.16N is an important source term to be considered in nuclear island system design for PWR. To protect the correctness of nuclear island system design and shielding design between equipment, this paper presents a more accurate and reasonable method to analyze the16N source term, which is based on revising and improving the calculation of16N given in the Daya Bay NPP and Taishan NPP design.

PWR；16N；source term；nuclear island；MCNP

TL413Article character:A

1674-1617(2012)04-0329-06

TL413

A

1674-1617(2012)04-0329-06

2012-04-24

單陳瑜（1983—），男，江蘇泰州人，工程師，碩士，從事源項(xiàng)屏蔽及堆芯設(shè)計(jì)方面的研究。