反应堆中心孔道辐照材料的中子与γ释热研究

李 敏，于成波，廖 路，徐 涛，高燊甫，孙世杰，刘旭东

（中国核动力研究设计院，成都 610213）

国内某堆是根据我国核动力技术发展及工程应用需要建设的高性能、多用途、高安全性的高通量工程试验堆［1-4］。该反应堆可以设置多个不同类型的辐照孔道，在建成之后，可以承担多种辐照任务。首炉堆芯为高热中子堆芯，仅L12中心孔道为辐照孔道。首炉在正常运行工况时，孔道会根据任务需要而放置不同材料。因此，有必要计算中心孔道放置不同材料（包括水）时，在材料上的中子、γ的释热率。为热工计算提供输入参数，从而确保堆芯装载的安全性。

MCNP是由美国洛斯阿拉莫斯国家实验室（LosAlamos National Laboratory）开发的基于蒙特卡罗方法的用于计算三维复杂几何结构中的γ、中子和电子粒子输运问题的通用软件包，被广泛运用于核物理计算领域［5-8］。例如，被用于计算高通量工程试验堆（HFETR）典型辐照孔道样品精细中子通量密度谱［9］和堆芯内的γ释热分布与φ63 辐照孔道γ释热分布［10］。本文基于MCNP程序，建立了某堆首炉高热中子堆芯模型，计算了L12中心孔道辐照T6061铝、不锈钢、单晶硅、锆合金和水等材料，材料轴向高度的平均中子与γ的释热率分布。这些结果为反应堆及辐照材料上的热工计算提供了参考及参数输入。

1 分析方法及模型建立

1.1 分析方法

图1 MCNP程序使用步骤Fig.1 Use steps of MCNP program

本次计算中，中子与γ的释热率选用栅元能量沉积卡F6来分析。F6卡可以用公式1.1来描述［11］。

式中：

Ht为栅元中的总能量沉积；

ρ为栅元材料原子密度；

m是栅元质量；

H（E）为碰撞数；

Ψ(为通Ψ量，σ为反应截面。

212 西南地区部队官兵 55型人腺病毒中和抗体的研究 刘 媛，王文博，邹自英，范泉水，冯子良，熊 杰

由于F6卡只能得出归一化值，实际值则需要乘上相应的系数，该系数由公式1.2得出。

式中：

P为反应堆功率；

Et为用MCNP计算得出的整个活性区吊篮内的总能量沉积；

Keff为此时的K有效值。

源项选择临界源卡KCODE（kcode 20000 1.0 50 500），表示为每次迭代源大小是20000个中子，初始Keff=1，忽略前50次迭代，总共迭代500次。配合源点卡KSRC（ksrc -20.17 0 50）表示初始裂变源点坐标为X=-20.17，Y=0，Z=50。

物理模型的建立则需要运用相应的卡片来减少工作量。本次计算用到的卡片包括Universe、LIKE、BUT、TRCL、LAT、FILL等卡。该类卡可实现重复结构建模和堆芯装载填充，能极大简化建模过程。

1.2 堆芯模型

首炉装载为高热堆芯装置，堆芯活性段高度为1000 mm，共有308个栅元，其中包括290个标准栅元及18个控制棒组件栅元。标准栅元中共有40根新燃料组件与其他相关组件呈规则的正三角形紧密排列。燃料组件由多层同心圆套管组成，外部为铝包壳，中心为实心铝棒。燃料元件的235U的富集度为19.75%。燃料组件占用的栅元中穿插着控制棒组件栅元，控制棒吸收体材料为Ag-In-Cd，长度为800 mm。其下部有长度为200 mm 的不锈钢过渡段和长度为1000 mm 的铍跟随体。燃料组件边缘分布有少量的钴靶作为靶材和中子的吸收体，其钴为钴粒，装填在T6061铝环状包壳中。除上述各组件和L12中心辐照孔道占据的栅元外，其余位置根据需要布置铍组件或铝组件。

L12中心辐照孔道的内径为69 mm，其中放置着外径为69 mm，内径为61 mm的辐照装置，辐照装置的材料是T6061铝，如图2所示。

图2 φ69辐照装置Fig.2 φ69 irradiation device

首炉装载时，辐照装置中会辐照某些材料，所以此计算考虑了材料为单晶硅、不锈钢（06Cr18Ni11Ti）、T6061铝、锆合金（Zr-4）等的情况，也考虑了辐照装置腔中全为水的情况。建模时，假设这些材料为圆柱状，高为1000 mm，直径为57 mm，放置在辐照装置中，且正好处在堆芯活性区。同时为方便分析中子与γ在材料上的释热率分布，将材料每10 mm划分为1段，共划分为100段。如图3所示。

图3 活性区内的材料与辐照装置Fig.3 Materials and irradiation device in the active zone

2 计算结果

2.1 中子释热率

基于首炉装载，计算了0～20 MeV能量区间内，中心孔道中不锈钢、单晶硅和T6061铝、锆合金（Zr-4）与水上每一段的中子平均释热率，结果如图4所示。

图4为0～20 MeV能量区间上的中子在样品上的平均释热率，呈现边缘低中间高的分布，但平均释热率最大值并不在活性区的中心［第50～51段之间（500 mm左右）］，而是偏活性区中心的下方，第30～32段范围内（310 mm左右）。这是由于个别控制棒的棒位在活性区中部，上部的强吸收体吸收中子，下部的铍跟随体具有慢化能力，且具有光激中子效应，从而造成了中子通量分布的改变，最终导致了中子平均释热率在材料上分布的变化。

图4 中子平均释热率分布，a中材料为不锈钢、单晶硅和T6061铝；b中材料为锆合金（Zr-4）、水Fig.4 Neutron average heat release rate distribution，the material in a is stainless steel，single crystal silicon and T6061 aluminum，and the material in b is zirconium alloy （Zr-4），water

图4中，中子在水中的平均释热率最大，其次是锆合金、T6061铝和单晶硅，最小的是不锈钢。这是由于各能量区间中子与材料反应的宏观截面∑不同，导致了各材料上中子释热率的差异（具体中子在材料各元素上的微观截面见ENDF/B）。由计算结果得出材料310 mm左右为中子最大释热率点，各材料上的最大释热如表1所示。

表1 材料上的最大中子平均释热率Table 1 Maximum neutron average heat release rate on the materials

2.2 γ释热率

基于首炉装载，同样计算了0～200 MeV能量区间内，中心孔道中不锈钢、单晶硅和T6061铝、锆合金（Zr-4）与水上每一段的γ平均释热率，结果如图5所示。

图5 γ平均释热率分布Fig.5 Distribution of average heat release rate of γ

图5所示，0～200 MeV能量区间上的γ在样品上的平均释热率同样呈现边缘低、中间高的分布，平均释热率最大值也并不在活性区的中心，而是偏活性区中心的下方，第30～32段范围内（310 mm左右）。原因和中子的平均释热率相同。

图5所示的结果中，γ在不锈钢上的平均释热率最大，其次是水、T6061铝和单晶硅，最小的是锆合金。这同样由于各能量区间γ与材料反应的宏观截面∑不同导致了各材料上γ释热率的差异（具体γ在材料各元素上的微观截面见ENDF/B）。材料上310 mm左右为γ最大释热率点，各材料上的最大γ平均释热率如表2所示。

表2 材料上的最大γ平均释热率Table 2 Maximum average heat release rate of γ on the materials

从整个计算结果可以看出，在孔道中的同一材料上，γ光子相较中子的释热占的比重更大，是材料发热的主要因素。

3 结论

本文运用MCNP程序，计算了某堆首炉高热堆芯布置下，L12中心孔道内的辐照装置中，辐照不锈钢、单晶硅和T6061铝、锆合金（Zr-4）遇水时的中子及γ平均释热率，发现在活性区轴向高度0～1000 mm的各材料上，中子与γ的最大释热率点出现在轴向高度310 mm处，此处的中子与γ最大释热率见表1和表2。在同一材料上，相较于中子，γ光子的释热占比更重，是材料发热的主要因素。0～20 MeV能量区间，中子在水中的平均释热率最大，其次是锆合金、T6061铝和单晶硅，最小的是不锈钢。0～ 200 MeV能量区间，γ在不锈钢上的平均释热率最大，其次是水、单晶硅和T6061铝，最小的是锆合金。这些结果为热工计算提供了参数输入，指出了中子及γ光子在不同材料上的释热率区别，对于核反应堆的安全运行有重要意义。