压水堆核岛系统 ^16N源项计算研究

压水堆核岛系统 ^16N源项计算研究

陈浩

海盐秦核新能设备检修有限公司 浙江省嘉兴市 314300

摘要：反应堆中的快中子和某一回路中的冷却水内^16O出现俘获反应，最终形成一种^16N放射性核素。文章主要介绍了压水堆核岛系统^16N源项计算内容，包括^16N源项特征和相关计算原理与计算方法，希望能给相关人士提供有效参考。

关键词：压水堆；核岛系统；^16N源项

引言：压水对核站运行中，相关冷却剂内的某一元素经过高能中子照射后便会形成一种放射性活化物^16N，^16N核素于衰变中容易产生 射线，能量平均达到6.15。所以^16N也是压水对核电站相关核岛系统中的重要设计辐射源项，其计算结果准确性关系到核岛系统设备相关设计和论证的准确性。

1. ^16N源项特征

^16N相关半衰期是7.13秒，而在衰变过程中会放出 射线，俘获反应^16O^16N相关阈能较高，大概是10.2445MEV，同时在能量激变条件下，反应截面也会产生相应变化^[1]。

2. 计算原理和方法

1. 堆芯内辐照

冷却剂经过反应堆内压力容器条件下，会被中子辐照，该种条件下对^16N活度进行计算，需要率先掌握堆芯内冷却剂以及注量率在经过堆芯内部时所需要的时间。当冷却剂从堆芯中流出后，没有辐照条件下，便会形成一种全新的^16N，同时^16N还会出现衰变反应，相关核密度持续降低，对该种条件下的放射活度进行计算，需要了解冷却剂通过蒸汽发生器、管道以及主泵的时间。所以在对^16N源项进行计算时，基本方法如下：结合反应堆实际功率以及堆本体的几何结构相关参数，对堆芯进行计算，得到临近辐照区内的多群快中子注量率，参考压力容器中冷却剂在不同辐照区内的受辐照状况和流动状况，了解去在外回路内的衰变和流动状况，解析计算冷却剂内^16N于核岛系统中形成衰变平衡方程。掌握核电系统中^16N源项的循环流动和分布状况^[2]。

以某压水堆核电站平衡循环^16N源项相关计算工作分析具体计算方法和计算原理，需要给出反应堆出口区域以及某一回路内各个典型区域内冷却剂的^16N放射性浓度和 射线源强。

辐照区中的快中子相关注量率和堆芯燃料相关管理方案之间存在密切联系。其中堆芯相关运行参数进行计算中，主要是结合SCIENCE V2程序包实施，而在堆芯计算和组件计算中应用SCIENCE V2程序包，能够准确得出重要核素密度、温度分布、燃耗以及功率等参数。辐照区内中子注量率详细的计算工作则通过MCNP程序进行相关操作。计算过程中需要开展以下处理：第一是计算区域中，需要对三维堆芯相关运行功率的分布状态进行精确考虑，同时对堆芯的径向反射群、活性区、下反射层、上反射层、冷却剂下降区域中的多群中子注量率实施准确计算，了解压力容器中不同部件相关材料类型。第二是选择燃耗点，堆芯运行功率相关参数在燃耗不断变化条件下会发生一定改变，为了能够对堆芯运行功率以及相关能谱参数进行更为精确的描述，在计算过程中，主要考虑选择通过数个燃耗点平均权重值进行表示。第三是源强计算，其中堆芯的某个组件源强可以按照下列公式进行计算：

在上述公式中，C是1.60217646×10^-13J/MEV，而V则是该组件的体积，P总是堆芯总功率，Pf则是组件相对功率份额。功率分辨和相关值通常可以用来计算源强的抽样概率。三维堆芯相关功率分布，于轴向内中主要划分为16段，径向组件可以选择组件均匀化功率值。其中NU/KAPPA数值能够进一步体现出单位裂变能所形成的中子数量。第四是裂变能谱，随着反应堆组件相关燃耗深度的变化，各个核素于堆芯不同区域内所积累的能量也各不相同。因为PU同位素和U同位素相比，其单位能量中会形成大量中子，此外和U同位素相比，PU同位素会形成更多裂变中子，同时相关中子能谱拥有更为强大的穿透力，整体硬度也相对较高，所以针对反应堆内相关快中子数量率进行准确计算过程中，需要充分结合燃耗对于裂变中子能谱以及中子源强影响进行系统考量。在数值计算中，联系组件对应裂变核素相关分裂份额以及组件运行燃耗和其他核素裂变形成的能谱，创建裂变能谱。结合堆芯实际结构特征以及热工水力因素，了解辐照去冷却剂经过不同区域所耗费的时间。

2. 非辐照区内衰变

^16N在冷却剂从堆芯中流出后，会随之经过主泵、蒸发器以及管道等设备，从而形成一种衰变反应。在核岛系统内，实际运行操作中，冷却剂流通经过不同区域所形成的运行参数如下所示：第一是流通热管区域的参数，即蒸汽发生装置和堆芯两个部件之间的位置，相关内径宽度是73.66厘米，长度尺寸是612米。第二是冷段管道的区域参数，在蒸汽发生装置以及主泵两个部件的中间位置。该段管道相关内径参数为78.74厘米，而管道整体长度是8.04米。在堆芯和主泵两个部分之间的管道内部直径是69.85厘米，整个管道长度是6.74米。

第三是蒸汽发生装置相关设备的运行参数，在底部封头位置，即出口腔和进口腔，主要是通过两种159.5厘米内径的球体的四分之一进行表述。蒸汽发生装置中的U形管，在反应堆中的冷却剂运行中主要会流经4474个管道，而各个管道外部直径是1.905厘米，管道壁后是1.09毫米，各个管子长度平均值是20.68米。第四是反应堆的冷却剂泵，其中主泵中的蜗壳体积是4立方米，而冷却剂相关流通流量是每小时23790×3立方米。第五是RCV系统，RCV系统中的下泄管道主要是在反应堆内某一回路中引出，同时在反应度某个回路冷管段部分设置起点段，通常是在主泵的下游位置进行设置。

管线流经再生热交换装置，通过节流板实施降压处理，最终会进入核辅助厂房当中，其中需要注意到^16N源项相关流通管线主要可以划分成两个部分。一种是在反应对某一回路至冷管段最后到再生热交换装置之间的管线，其管道内部直径参数是42.9毫米，管道整体长度是25米。另一种是再生热交换装置自身，再生热交换装置属于一种卧式的多管型，下泄管中流出的水源主要是从管外经过，上充管中进入的水源主要是通过管内进行运输。结合两中不同管道性质和运行差异分析，可以完全将两种管道当成相同模块，各个模块之间的体积十分接近。再生热交换装置相关体积为0.229立方米，呈现为圆柱体形式，长度是5.06米，直径是0.24米。而RCV系统在正常运行状态下流量率是每小时13.6立方米。

结语：综上所述，在某一核电站设计中，相关^16N源项的计算结果中存在反应微观截面群数量过少和堆芯内中子注量率较低以及堆芯内部模型较为简单的问题，为此本文对反应堆中^16N源项流通模型进行了细化调整，把MCNP计算堆芯多群多区中子注量率融入源项分析计算中，提高了分析结果准确性。

参考文献：

[1]朱贵凤,于世和.氟盐冷却高温堆主冷却剂系统~(16)N源项分析[J].原子能科学技术,2018,52(04):652-658.

[2]赵传奇,胡文超.基于三维输运方法的压水堆主冷却剂~(16)N源项计算分析[J].核安全,2017,16(02):69-73+79.

作者简介：陈浩）性别（男）-出生年（1991-10），籍贯到市（四川省南充市） 民族（汉族），职称（工程师） 学历（本科） 。