反应堆主屏蔽的设计与计算_钟文发

ISSN 1000-0054CN 11-2223/N

清华大学学报(自然科学版)J T singhua Univ (S ci &Tech),2001年第41卷第02期

2001,V ol.41,N o.0233/33

126128

反应堆主屏蔽的设计与计算

钟文发1

,　胡永明1

,　钟兆鹏

2

(1.清华大学核能技术设计研究院,北京100084

2.清华大学工程物理系,北京100084)

收稿日期:1999-12-20

作者简介:钟文发(1939-),男(汉),福建,研究员。

摘　要:为使反应堆处于运行状态时,对辐射源的屏蔽满足辐射安全的要求,以及对堆的各部件和材料满足辐射限制的要求,必须设计堆的主屏蔽层。介绍了主屏蔽的设计与计算方法,以研究堆为设计实例,给出了主屏蔽的主要计算结果表明,以池水和重混凝土作生物屏蔽能满足辐射安全限值的要求,设计的主屏蔽层是适宜的。

关键词:屏蔽设计;注量率;剂量当量率;反应堆中图分类号:T L 328;T L 351.4

文献标识码:A

文章编号:1000-0054(2000)11-0126-03

Design and calcul ation for the

main shielding l ayer of

researching reactor

ZHO NG Wen fa 1,H U Yon gming 1,ZHO NG Zha openg 2

(1.Institute of Nuclear Energy Technology,2.Department of Engineering Physics,Tsinghua U niversity,Beijing 100084,China)

Abstract :T o satisfy the national safety criteria of the radiation shielding w hen the reactor is in operation,We must complete the design of shielding for the main body of reactor.This paper introduces the design and computing methods of the shielding for the main body of reactor,using the researching reactor as an example,and gives the results of the computing for th e radiation shielding.T he results show that it can satisfy the safety criteria of radiation to use water and heavy concrete as biol ogical layer for radiation,so the design of the main layer for radiation shielding is reliable.

Key words :design for radiati on shielding;flux dose;equi valent rate

屏蔽设计应该使工作人员进出的场所不要受到不必要的放射性照射。考虑到工作人员进入的频度、滞留时间和工作人员被照射上的安全管理,设计时应满足给出的屏蔽设计基准线剂量率。实际运作时,可以根据进入时间的长短,调整实际的剂量率。

反应堆主屏蔽设计的目的是当反应堆处于运行

状态时,使对辐射源的屏蔽满足辐射安全的要求;并对堆的各部件和材料满足辐照限制的要求。通过设置各种形状和材料组成的屏蔽结构来减少工作人员和周围居民受到的辐射。所设置的屏蔽,应确保工作人员在遵循了专门的管理和控制措施后,在各辐射区内受到的辐照低于辐射防护设计的剂量限值[1,2]。

以研究堆为例,进行了主屏蔽设计,并给出了主要计算结果。

1　屏蔽设计

1.1　设计限值

屏蔽设计限值包括生物剂量当量的限制,材料

的辐照损伤的限制,核发热限制以及热中子注量率的限制。

1)生物剂量的当量限值

生物剂量的当量限值应满足IAEA 有关辐射防护安全的标准。

2)材料的辐照损伤

在材料寿期内,堆体各部件的辐照损伤应低于相应材料的规定限值。在该研究堆中,主要考虑辐照损伤比较突出的堆芯容器和重水箱的局部位置,其材料是铝合金和不锈钢。对于重水箱这一堆内非更换部件和设备其不锈钢材料的快中子(>0.111M eV ),其辐照累积注量限值一般为2×1022(cm -2)。

3)核发热限制

对混凝土来说,辐射发热比辐照损伤的影响要严重得多,因此,核发热决定了辐照的极限。为了限制发热,入射到混凝土层内表面的中子、C 光子注

量率限值为:5n <5×109(cm -2

õs -1

);5C <4×

1010

M eV/(cm 2

õs)。

4)热中子注量率限制

为了限制中子活化产物的辐射影响,在运行期间,凡工作人员可进入的部位,热中子注量率应小于104(cm 2õs);停堆后可进入的部位,运行时热中子注量率应小于5×105

(cm -2

õs -1

)。1.2　屏蔽层布置

主屏蔽应使从堆芯泄漏出来的中子和C 射线的辐射降低到一定的水平,达到辐射安全要求。这是保证反应堆的安全运行的重要设施,应在确保安全的前提下予以合理配置。本文以研究堆为例,进行主屏蔽设计。

研究堆体主要由堆芯和重水反射层组成。堆芯由21盒燃料组件构成,高度为85cm 。堆芯燃料区四周用铝块填充。堆芯容器为铝合金,内径为45.5cm ,壁厚1.2cm ,其内容纳反应堆堆芯。重水箱为不锈钢制成的环形箱式结构,外直径2.23m ,高2.5m ,其内充满重水。

反应堆水池和混凝土水池墙壁是有效的生物屏蔽体,使正常运行工况下堆芯放出的中子和C 射线受到屏蔽。堆水池是个深16m ,直径5.5m 的圆形

水池,池水深14.90m ,水容量约354m 3

。研究堆堆芯座落在水池中,堆芯顶以上水深为11.87m 。整个水池内壁由厚度为1.5cm 的不锈钢板制成,是很好的热屏蔽层。池壁外是厚2m 的重混凝土生物屏蔽层,池底部也是厚2m 的混凝土屏蔽层,以确保控制棒驱动机构所在地下室的剂量当量率在允许水平以下。重混凝土密度取为3.62g /cm 3。主屏蔽层的参数如下。

反应堆水池内径为550cm,深为1490cm ,堆芯顶以上水深为1187cm;不锈钢热屏厚度为1.5cm ;重混凝土密度为3.65g /cm 3,厚度为200cm 。

2　屏蔽计算

对于研究堆的屏蔽层设计与布置,进行了具体计算,简述计算方法[3]。2.1　计算方法

研究堆的屏蔽计算分析,是采用离散纵标法数值求解Boltzmann 输运方程。其方程为

$

õ8<(r ,8,E )+2t <(r ,8,E )=

k

d 8d E <(r ,8,E )2s (8→8,E →E )+

V (E )4P

k d 8′

d E ′<(r ,8′,E ′)v 2f

(E )+Q (r ,8,E ),

其中:5(r ,8,E )为与角度相关的中子注量率;

Q (r ,8,E )为外源;2t 为宏观总截面;2s (8′→8,E ′→E )为角度8′、能群E ′到角度8、能群E 的散射截面;v 2f 为每次核裂变产生中子数×裂变截面;V (E )为裂变中子谱。

首先采用一维程序ANISN 求解。将反应堆堆体计算模型各个区域的截面参数由67群(47群中子,20群C 光子)归并为7群截面参数(5群中子,2群C 光子),提供给求解二维输运方程的DOT 程序使用。

DOT 程序考虑了散射截面Leg endre 展开的各向异性,是求解二维Boltzm ann 输运方程的工具。它采用的也是离散纵标法(即SN 法),它可求解R -Z ,R -H 和X -Y 等3种几何。

对于堆内辐射发热和水平实验孔道的屏蔽计算,采用Monte -Carlo 程序M CNP 4A 计算。2.2　计算模型

根据反应堆的总体布置,采用二维R -Z 计算模,如图1所示。

1—堆芯;2—Al 填充;3—A l 合金;4—D 2O ;5—不锈钢;6—H 2O ;7—不锈钢;8—重混凝土;

9—重水箱栅板(80%S.S,20%D 2O);10—衰变箱(25%S.S,75%H 2O);11—空气图1　研究堆R -Z 坐标屏蔽计算模型示意图

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