水冷反應堆主回路腐蝕產(chǎn)物活化及遷移模型的研究.pdf

1、放射性源項關系反應堆系統(tǒng)運行、維修維護及退役等環(huán)節(jié)，對輻射防護、個人和集體劑量以及安全分析有重大影響。水冷反應堆中，結構材料與冷卻劑接觸發(fā)生腐蝕，生成了較穩(wěn)定的氧化層，金屬離子穿過氧化層釋放進入冷卻劑。輻照區(qū)的氧化層以及由冷卻劑攜帶進入輻照區(qū)的金屬離子受中子輻照發(fā)生活化反應成為放射性物質(zhì)，冷卻劑中的放射性物質(zhì)在冷卻劑的攜帶下沉積到非輻照區(qū)形成了γ輻射場，對電廠檢修維護及運行人員構成輻照危害。正常運行工況下，壓水堆堆芯外90％的集體劑量是

2、由與一回路冷卻劑接觸的管壁上沉積的活化腐蝕產(chǎn)物引起的。對于水冷聚變堆，不存在裂變產(chǎn)物，活化腐蝕產(chǎn)物成為放射性的主要來源。無論壓水堆還是水冷聚變堆，活化腐蝕產(chǎn)物對正常運行工況下的職業(yè)照射以及事故工況下的潛在放射性釋放都存在著重大影響，直接影響工作人員的照射劑量水平。對活化腐蝕產(chǎn)物的研究是反應堆事故分析、劑量與輻射防護優(yōu)化、放射性廢物管理等的重要技術基礎，是反應堆審查取證的重要環(huán)節(jié)。
　　目前國內(nèi)外計算活化腐蝕產(chǎn)物多數(shù)使用的是經(jīng)驗模型

3、和半經(jīng)驗模型，其應用范圍非常有限，依賴于電廠運行數(shù)據(jù)或試驗數(shù)據(jù)，模擬溫度、pH值等參數(shù)限制在一定范圍內(nèi)的變化，只適用于特定的堆型和工況;對放射性核素的種類和核反應的種類有極大的限制，只能計算Co-58、Co-60、Fe-59、Cr-51、Mn-54等幾種放射性核素的核反應，不能滿足聚變堆高能中子輻照下多種材料的源項分析需求，也不能滿足事故瞬態(tài)下短壽命核素的計算需求;聚變堆獨有的脈沖運行特點也對計算提出了新的要求。
　　本論文開發(fā)了

4、基于經(jīng)典的經(jīng)驗模型的水冷反應堆主回路活化腐蝕產(chǎn)物計算程序。對水冷反應堆主回路活化腐蝕產(chǎn)物的產(chǎn)生與遷移機理開展研究，建立基于濃度差驅(qū)動原理的機理模型，開發(fā)了基于機理模型的水冷反應堆主回路活化腐蝕產(chǎn)物計算程序。脫離了對核電廠及試驗回路的經(jīng)驗系數(shù)的依賴，結合溶解度的計算成功實現(xiàn)了物質(zhì)遷移方向的自動匹配功能，突破了以往程序?qū)Χ研图斑\行工況的限制。
　　借助課題組中的沉積試驗及測量結果，根據(jù)對模型計算值和試驗測量結果的分析，對沉積模塊進行修

5、正，成功實現(xiàn)了pH值對沉積行為的影響的模擬;對多種結構材料進行了不同運行環(huán)境下的腐蝕行為模擬試驗，解決了聚變堆工況下腐蝕模型計算不準確的問題;引入EAF-2007數(shù)據(jù)庫，為活化及衰變反應提供核數(shù)據(jù)，實現(xiàn)了計算任意放射性核素的功能;加入多種脈沖等效模塊，滿足不同計算需求及聚變堆型的要求，保證計算精度的同時可以大幅提高計算效率;添加點核積分模塊計算相應的劑量率及職業(yè)照射ORE(Occupational Radiation Exposure)

6、，實現(xiàn)了放射性活度與劑量率的轉(zhuǎn)換。通過上述工作，克服對pH值變化范圍的限制，突破了以往程序?qū)Σ牧霞肮r、放射性核素種類的限制，直接給出γ劑量場使得計算結果更加直觀。
　　基于以上工作，開發(fā)了適用于壓水堆和水冷聚變堆的活化腐蝕產(chǎn)物計算分析程序CATE。為充分驗證模型的正確性及程序的適用性，分別從試驗驗證和程序驗證兩個角度選取了試驗回路MIT-PCCL回路、水冷聚變堆ITER LIM-OBB回路和壓水堆秦山二期核電廠一回路進行了模擬分

7、析，并與公開發(fā)表的文獻結果進行了比對。計算結果均能與試驗測量值和程序計算值保持在同一數(shù)量級，在源項計算領域內(nèi)可以認為計算結果是吻合的，從試驗和程序的角度驗證了模型的準確性和結果的可靠性。
　　水冷聚變堆的高溫高壓環(huán)境、產(chǎn)生的高能量中子會對結構材料產(chǎn)生較強的腐蝕、活化作用，水冷聚變堆對結構材料提出了更高的要求，結合我國已生產(chǎn)的多種低活化材料，應用CATE程序首次實現(xiàn)了國際熱核聚變實驗堆ITER(International Therm

8、onuclear Experimental Reactor)環(huán)境下國產(chǎn)低活化材料及傳統(tǒng)奧氏體不銹鋼對水冷聚變堆活化腐蝕產(chǎn)物影響的對比分析;當前中國聚變工程試驗堆CFETR(China Fusion Engineering Test Reactor)處于設計階段，活化腐蝕產(chǎn)物源項的水平是其頒證的關鍵影響因素，可能對聚變堆設計和運行有很大的影響，目前國內(nèi)尚無對CFETR活化腐蝕產(chǎn)物水平計算分析的研究工作，本文應用CATE程序?qū)崿F(xiàn)了對CFET