水冷反應(yīng)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(xiàng)關(guān)系反應(yīng)堆系統(tǒng)運(yùn)行、維修維護(hù)及退役等環(huán)節(jié)，對(duì)輻射防護(hù)、個(gè)人和集體劑量以及安全分析有重大影響。水冷反應(yīng)堆中，結(jié)構(gòu)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(guò)氧化層釋放進(jìn)入冷卻劑。輻照區(qū)的氧化層以及由冷卻劑攜帶進(jìn)入輻照區(qū)的金屬離子受中子輻照發(fā)生活化反應(yīng)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(chǎng)，對(duì)電廠檢修維護(hù)及運(yùn)行人員構(gòu)成輻照危害。正常運(yùn)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(duì)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(lái)源。無(wú)論壓水堆還是水冷聚變堆，活化腐蝕產(chǎn)物對(duì)正常運(yùn)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(duì)活化腐蝕產(chǎn)物的研究是反應(yīng)堆事故分析、劑量與輻射防護(hù)優(yōu)化、放射性廢物管理等的重要技術(shù)基礎(chǔ)，是反應(yīng)堆審查取證的重要環(huán)節(jié)。
　　目前國(guó)內(nèi)外計(jì)算活化腐蝕產(chǎn)物多數(shù)使用的是經(jīng)驗(yàn)?zāi)Ｐ?/p>

3、和半經(jīng)驗(yàn)?zāi)Ｐ停鋺?yīng)用范圍非常有限，依賴于電廠運(yùn)行數(shù)據(jù)或試驗(yàn)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(duì)放射性核素的種類和核反應(yīng)的種類有極大的限制，只能計(jì)算Co-58、Co-60、Fe-59、Cr-51、Mn-54等幾種放射性核素的核反應(yīng)，不能滿足聚變堆高能中子輻照下多種材料的源項(xiàng)分析需求，也不能滿足事故瞬態(tài)下短壽命核素的計(jì)算需求;聚變堆獨(dú)有的脈沖運(yùn)行特點(diǎn)也對(duì)計(jì)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(yàn)?zāi)Ｐ偷乃浞磻?yīng)堆主回路活化腐蝕產(chǎn)物計(jì)算程序。對(duì)水冷反應(yīng)堆主回路活化腐蝕產(chǎn)物的產(chǎn)生與遷移機(jī)理開展研究，建立基于濃度差驅(qū)動(dòng)原理的機(jī)理模型，開發(fā)了基于機(jī)理模型的水冷反應(yīng)堆主回路活化腐蝕產(chǎn)物計(jì)算程序。脫離了對(duì)核電廠及試驗(yàn)回路的經(jīng)驗(yàn)系數(shù)的依賴，結(jié)合溶解度的計(jì)算成功實(shí)現(xiàn)了物質(zhì)遷移方向的自動(dòng)匹配功能，突破了以往程序?qū)Χ研图斑\(yùn)行工況的限制。
　　借助課題組中的沉積試驗(yàn)及測(cè)量結(jié)果，根據(jù)對(duì)模型計(jì)算值和試驗(yàn)測(cè)量結(jié)果的分析，對(duì)沉積模塊進(jìn)行修

5、正，成功實(shí)現(xiàn)了pH值對(duì)沉積行為的影響的模擬;對(duì)多種結(jié)構(gòu)材料進(jìn)行了不同運(yùn)行環(huán)境下的腐蝕行為模擬試驗(yàn)，解決了聚變堆工況下腐蝕模型計(jì)算不準(zhǔn)確的問(wèn)題;引入EAF-2007數(shù)據(jù)庫(kù)，為活化及衰變反應(yīng)提供核數(shù)據(jù)，實(shí)現(xiàn)了計(jì)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(jì)算需求及聚變堆型的要求，保證計(jì)算精度的同時(shí)可以大幅提高計(jì)算效率;添加點(diǎn)核積分模塊計(jì)算相應(yīng)的劑量率及職業(yè)照射ORE(Occupational Radiation Exposure)

6、，實(shí)現(xiàn)了放射性活度與劑量率的轉(zhuǎn)換。通過(guò)上述工作，克服對(duì)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(chǎng)使得計(jì)算結(jié)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(jì)算分析程序CATE。為充分驗(yàn)證模型的正確性及程序的適用性，分別從試驗(yàn)驗(yàn)證和程序驗(yàn)證兩個(gè)角度選取了試驗(yàn)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(jìn)行了模擬分

7、析，并與公開發(fā)表的文獻(xiàn)結(jié)果進(jìn)行了比對(duì)。計(jì)算結(jié)果均能與試驗(yàn)測(cè)量值和程序計(jì)算值保持在同一數(shù)量級(jí)，在源項(xiàng)計(jì)算領(lǐng)域內(nèi)可以認(rèn)為計(jì)算結(jié)果是吻合的，從試驗(yàn)和程序的角度驗(yàn)證了模型的準(zhǔn)確性和結(jié)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(huì)對(duì)結(jié)構(gòu)材料產(chǎn)生較強(qiáng)的腐蝕、活化作用，水冷聚變堆對(duì)結(jié)構(gòu)材料提出了更高的要求，結(jié)合我國(guó)已生產(chǎn)的多種低活化材料，應(yīng)用CATE程序首次實(shí)現(xiàn)了國(guó)際熱核聚變實(shí)驗(yàn)堆ITER(International Therm

8、onuclear Experimental Reactor)環(huán)境下國(guó)產(chǎn)低活化材料及傳統(tǒng)奧氏體不銹鋼對(duì)水冷聚變堆活化腐蝕產(chǎn)物影響的對(duì)比分析;當(dāng)前中國(guó)聚變工程試驗(yàn)堆CFETR(China Fusion Engineering Test Reactor)處于設(shè)計(jì)階段，活化腐蝕產(chǎn)物源項(xiàng)的水平是其頒證的關(guān)鍵影響因素，可能對(duì)聚變堆設(shè)計(jì)和運(yùn)行有很大的影響，目前國(guó)內(nèi)尚無(wú)對(duì)CFETR活化腐蝕產(chǎn)物水平計(jì)算分析的研究工作，本文應(yīng)用CATE程序?qū)崿F(xiàn)了對(duì)CFET