压水堆核岛系统16N源项计算分析

单陈瑜，卢皓亮，石秀安，韩 嵩，苏耿华

（中科华核电技术研究院，广东 深圳 518026）

压水堆核岛系统16N源项计算分析

单陈瑜，卢皓亮，石秀安，韩 嵩，苏耿华

（中科华核电技术研究院，广东 深圳 518026）

反应堆内的快中子与一回路冷却剂水中的16O发生俘获反应会产生放射性核素16N。16N是压水堆核电厂核岛系统设计中需要重点考虑的辐射源项。文章在分析了大亚湾和台山核电站16N源项计算不足的基础上，提出一套精确计算堆芯多群中子通量和细致模拟冷却剂在堆内外流动过程的计算方法，保障了相关核岛系统设计和设备间屏蔽设计的正确性。

压水堆；16N；源项；核岛；MCNP

在压水堆核电站运行过程中，反应堆冷却剂（H2O）中的16O在受到高能中子辐照后通过16O（n，p）16N生成放射性活化产物16N，16N核素在衰变时会放射出γ射线，平均能量高达6.15 MeV[1]。因而，16N是压水堆核电站核岛系统设计中需要重点考虑的辐射源项，对它的准确计算关系到核岛系统设备的论证与设计的正确性：一方面，它是确定一回路设备间屏蔽墙厚度及运行时一回路设备间内外辐射场的重要依据；另一方面，通过测量反应堆二回路主蒸汽管道外侧蒸汽中16N核素的放射性水平变化，可以实现对蒸汽发生器泄漏率的监测，16N源项数据是探测器设计与采购的必需指标[2]。

法国设计人员在大亚湾核电站和台山CEPR核电站设计中给出的16N源项计算方法过于粗略，计算中子俘获反应16O（n，p）16N使用的堆芯中子通量及微观截面仅为单群数据，并且未考虑除堆芯活性段的其他辐照区域。本文给出了一套更加精确合理的核岛系统16N源项计算分析方法。

1 16N源项特性

16N的半衰期为7.13 s，衰变主要放射出γ射线，见表1。

俘获反应16O（n，p）16N的阈能很高（10.244 5 MeV），且反应截面随能量急剧变化，如图1所示[3]。

表1 16N衰变释放的γ光子Table 1 Photon products of16N decay

图1 16O（n，p）16N反应的微观反应截面Fig.1 Microscopic cross section of16O(n, p)16N reaction

2 计算原理与方法

冷却剂在流经反应堆压力容器时受到中子辐照，计算在此过程中的16N活度需要知道堆芯中子注量率和冷却剂在流经堆芯各部的时间；在冷却剂流出堆芯后，没有辐照产生新的16N，且16N发生衰变反应，核密度不断减少，计算此时的放射性活度也需要获得冷却剂流经管道、蒸汽发生器和主泵等的时间。因此，计算16N源项的基本方法：根据反应堆功率和堆本体几何结构等参数计算确定堆芯及相邻辐照区域的多群快中子注量率，结合冷却剂在压力容器内各辐照区中的流动和受辐照情况以及在外回路中流动和衰变的情况，求解冷却剂中16N在核岛系统内产生与衰变的平衡方程。

图2显示了16N源项在核电站系统中的分布及循环流动情况。

下面以某压水堆核电站平衡循环的16N源项计算为例说明计算原理与方法，并给出反应堆出口处及一回路各典型部位冷却剂中16N的放射性浓度以及相应的γ射线源强。

与法国设计人员在大亚湾核电站和台山CEPR核电站设计中给出的16N源项计算方法相比，本文所提出的方法不仅严格利用堆芯中子学参数计算和三维蒙特卡罗粒子输运计算所给出的实际堆芯及相邻辐照区域的多群快中子注量率，而且精确描述辐照区内冷却剂的流动情况，使得计算结果更为准确合理。

2.1 堆芯内辐照

2.1.1 反应方程

中子俘获反应16O（n，p）16N的方程式如下：

冷却剂中16O在堆芯内的辐照区发生俘获和衰变反应，可以建立如下燃耗方程：

No——水中16O的密度，cm-3；

φ——俘获反应处的中子注量率，s-1·cm-2；

假设进入辐照区时，冷却剂中16N的核密度为流经辐照区的时间为那么流出辐照区时冷却剂中16N的核密度为：

2.1.2 中子学参数计算

图2 压水堆核电站16N的分布Fig.2 Distribution of16N in PWR

辐照区的快中子注量率与堆芯实际的燃料管理方案密切相关。堆芯主要运行参数计算采用SCIENCE V2程序包，SCIENCE V2用于组件计算和堆芯计算，给出功率、燃耗、温度分布和重要核素核密度等。详细的辐照区域中子注量率计算采用MCNP程序[4]。

计算过程中做了以下处理：

（1）计算区域

精确考虑三维堆芯功率分布，分别计算堆芯活性区、冷却剂下降区、上反射层、下反射层以及径向反射层的多群中子注量率。表2给出了压力容器内各主要部件的材料类型。

（2）燃耗点的选取

堆芯的功率等参数会随燃耗而改变，为了精确描述堆芯功率和能谱等参数，计算采用若干燃耗点的权重平均值来表示。

（3）源强计算

堆芯某段组件的源强可由下式计算：

表2 压力容器内各主要部件的材料类型Table 2 Material type of major components in pressure vessel

式中：C＝1.602 176 46×10-13J/MeV；

V——该段组件体积；

Pf——该段组件的相对功率份额。

Nu/Kappa由下式计算得到：

其中，φ1和φ2分别为组件快群和热群中子注量率；1n和2n分别为组件快群和热群裂变中子数；为组件裂变产生的能量；和分别为组件快群和热群裂变宏观反应截面。

功率分布与Nu/Kappa值主要用于源强抽样概率的计算。三维堆芯功率分布在轴向分成16段，径向组件采用组件均匀化的功率值。Nu/Kappa值反映了单位裂变能所产生的裂变中子数目。

（4）裂变能谱

由于反应堆组件燃耗深度不同，239Pu、240Pu、241Pu和242Pu等核素在堆芯不同位置的积累量也不同。由于Pu的同位素比U的同位素单位能量产生更多的中子，同时Pu的同位素产生的裂变中子比U的同位素裂变产生的中子能谱更硬、穿透能力更强，因此在进行反应堆快中子注量率计算时必须考虑燃耗对中子源强和裂变中子能谱的影响。计算中，根据组件的燃耗、对应的主要裂变核素的裂变份额以及各核素的裂变能谱构造混合裂变能谱。

图3中显示的是该压水反应堆各区的快中子注量率。

2.1.3 辐照区冷却剂流动时间

根据实际堆芯结构和堆芯内热工水力分析，给出辐照区冷却剂流经各区域的时间（见表3）。

2.2 非辐照区的衰变

2.2.1 衰变方程

16N随冷却剂流出堆芯后，经过管道、蒸汽发生器和主泵等，将只发生衰变反应[5]，燃耗方程如下：

因此，假设进入某处初始时刻为t0，则经过Δt=t1-t0后，16N的核密度为：

2.2.2 相关设备参数

核岛系统中，冷却剂流经各处的参数如下：

（1）热管段（堆芯与蒸汽发生器之间）参数

内径 ：73.66 cm；

长度 ：6.12 m。

（2）冷段管道参数

1）主泵与蒸汽发生器之间

图3 反应堆各区的快中子注量率Fig.3 Fast neutron flux of each region in reactor

表3 辐照区冷却剂流经各区域的时间Table 3 Time of the coolant flowing spent in irradiation region

内径：78.74 cm；

长度：8.04 m。

2）主泵与堆芯之间

内径：69.85 cm；

长度：6.74 m。

（3）蒸汽发生器参数

1）底封头（进口和出口腔）：分别由两个内径为159.5 cm的四分之一球体来表述；

2）蒸汽发生器U形管：反应堆冷却剂通过4 474根管子，每根管子外径为1.905 cm，壁厚为1.09 mm；每根管子平均长度为20.68 m。

（4）反应堆冷却剂泵

1）主泵蜗壳体积： 4 m3；

2）冷却剂流量： 23 790×3 m3/h。

（5）RCV系统

RCV系统的下泄管线是从反应堆一回路中引出的，起点设在反应堆一回路的冷管段（主泵下游），管线通过再生热交换器后，经节流孔板降压，最后流入核辅助厂房。需要考虑16N源项的管线可分为两部分：

1）从反应堆一回路冷管段到再生热交换器之间的管线：

内径：42.9 mm；

长度 ：25 m。

2）再生热交换器本身：再生热交换器为卧式多管型，下泄管流入的水走管外，上充管流入的水走管内。因此，可将其看作两个完全相同的模块，每个模块体积近似相等。再生热交换器是体积为0.229 m3的圆柱体，直径0.24 m，长5.06 m。RCV系统正常流量率13.6 m3/h。

2.2.3 非辐照区冷却剂流动时间

根据上述参数，给出非辐照区冷却剂流经各处的时间（见表4）。

表4 非辐照区冷却剂流经各处的时间Table 4 Time of the coolant flowing spent in non-irradiation region

2.316N源项的活度及源强计算

由式（3）可得在堆芯内辐照区域，16N的活度计算式为：

由式（7）可得在非辐照区域，16N的活度计算式为：

根据表1数据可计算得到16N衰变时释放的γ射线平均能量为6.15 MeV，平均强度为0.75。因而16N源项产生的平均γ源强可由下式计算：

式中：A——16N的活度浓度，Bq·cm-3；

E——16N衰变的γ源强，MeV·cm-3·s-1。

表5中给出了某压水堆核电站平衡循环的16N源项计算结果。与原法国数据相比，该结果在保证合理性的基础上增加了保守性。

表5 核岛系统各处16N源项计算结果Table 5 Calculation results of16N source term in nuclear island system

3 结束语

法国在大亚湾核电站和台山核电站设计中给出的16N源项计算结果存在堆芯中子注量率及反应微观截面群数过少、堆芯内部模型建立过于简单的缺陷。

本文细化了16N源项在反应堆内的流通模型，并将MCNP计算的堆芯多区多群中子注量率应用到源项计算分析中，使得分析结果更加合理。

[1] 潘自强，程建平. 电离辐射防护和辐射源安全[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核动力厂环境辐射防护规定[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，张孝泽. 蒙特卡罗方法及其在粒子输运问题中的应用[M]. 北京：科学出版社，1980.（PEI Lucheng, ZHANG Xia-ze. Monte Carlo Method and Its Application in Particle Transport Issues [M]. Beijing: Science Press, 1980.）

[5] 张传旭. 秦山核电二期工程反应堆及反应堆冷却剂系统源项计算分析[J]. 核动力工程，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

单陈瑜（1983—），男，江苏泰州人，工程师，硕士，从事源项屏蔽及堆芯设计方面的研究。