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摘 要：反应堆压力容器的快中子注量计算在反应堆寿命评估中具有非常关键的作用。针对海洋核动力平台反应堆燃料管理相对简单、控制棒排布及计算较为复杂等特点，采用全蒙卡方法对压力容器快中子注量进行计算分析。对设计中压力容器最大快中子注量的主要影响因素，如热屏、反射层厚度和吊篮等进行了分析评估。在此基础上确定了设计优化方案 ，并对压力容器40年寿期快中子注量分布进行了详细计算。
关键词：海洋核动力平台 压力容器 快中子注量 蒙特卡罗方法
中图分类号：TL32 文献标识码：A 文章编号：1674-098X（2019）02（c）-0118-04
海洋核动力平台可以为渤海湾海上石油钻井平台提供电力。压力容器是海洋核动力平台反应堆的不可更换部件，由快中子引起的辐照脆化是限制压力容器寿命的最重要因素。压力容器的寿命主要取决于能量高于0.1 MeV的快中子对其的辐照效应，而能量高于1 MeV的快中子对材料辐照损伤脆化起主导作用。在反应堆压力容器脆化程度评估中，快中子注量计算发挥着重要作用，其计算的准确性一直是业内人士关注的焦点。
1 海洋核动力平台反应堆堆芯概述
海洋核动力平台反应堆堆芯是海洋核动力平台的重要组成部分，是为系统提供裂变热能的核心装置。堆芯采用235U富集度为3%左右的UO2作为燃料，轻水作为冷却剂和慢化剂。反应堆属于热中子压水型反应堆。海洋核动力平台反应堆堆芯活性区高径比接近于1：1，为六角形栅格布置，如图1所示。堆芯包括三类组件：含可燃毒物组件、含控制棒组件以及纯燃料组件。
2 计算方法及程序
2.1 传统计算方法概述
国际上目前用于反应堆压力容器中子注量的计算方法包括离散坐标方法和蒙特卡罗方法。前者历经了从ANISN、DOT 到DORT 的发展过程;后者随着计算机技术的高速发展而逐渐得到广泛的应用，MCNP 是蒙特卡罗方法中是其最具代表性的计算程序。而配套的核数据大多基于ENDF/B 系统，到目前为止，已发展到ENDF/B-Ⅶ。
根据NRC RG 1.190的规定，一般核电站压力容器快中子注量的计算可分为源分布计算、固定源下的中子输运计算及三维中子注量率的合成这3个主要环节。要核电站压力容器的计算快中子注量，首先要了解堆芯发生裂变反应释放出中子的数量和能谱，然后根据反应堆内部的结构和材料，计算出最终能输运到压力容器处快中子的数量。所以完成这一复杂的计算过程，需要同时应用燃料管理程序与中子输运程序，前者根据核电厂的运行历史，例如堆芯装载方案、功率水平等参数，计算出单位时间反应堆各处发生裂变反应释放出中子的数量和能量，将反应堆转换为一个复杂的，但是已知的中子源模型，而后者根据这一个中子源模型，结合反应堆的结构、尺寸和材料，利用可靠的核截面数据库，通过输运计算得到压力容器处快中子注量。
离散坐标方法在过去的40年中一直是该领域研究的主要方法。离散坐标方法的最大优点在于其计算效率高，且能较好地完成深穿透的粒子输运计算。作为不同的研究方向，蒙特卡罗程序稍晚于离散坐标程序面世。但其广泛应用得益于近年来计算机技术的高速发展。蒙特卡罗程序在复杂结构的精细描述上的优势是离散坐标程序所无法比拟的，且其三维计算功能可以输出任意位置的精确记录值。但作为蒙特卡罗程序的固有属性，其计算效率明显偏低。国际上可用于进行中子输运的蒙特卡罗程序有MCNP/MCNPX、MVP、KENO、MCBEND、MCU等等，其中能力最强，使用的最广泛的是由美国洛斯阿拉莫斯国家实验室开发的MCNP程序。
2.2 计算程序及方案
计算采用日本原子能机构（JAEA）研发的蒙特卡罗输运程序——MVP。程序采用体组合的方式描述几何模型，具有精确描述复杂三维几何结构的能力。另外，MVP通过与BURN模块的耦合可计算时间相关的燃耗问题。
由于海洋核动力平台（1）采用全堆换料的方式，燃料管理计算较为简单重复;（2）堆芯内控制棒组件较多，控制棒的几何運动模拟较为复杂;（3）堆型相对于一般的核电站压水堆要小很多，因此本次计算尝试采用全蒙卡模拟的方法进行计算。将源分布计算、固定源下的中子输运计算及三维中子注量率的合成在包含燃耗计算功能的蒙卡程序内直接计算完成。
计算中的时间和空间因素分别按以下方式考虑。
时间：按全寿期500 EFPD进行计算，每30EFPD为一个时间步长，每个时间步长初期调节控制棒临界棒位，计算每个步长初的快中子注量率作为该步长内的平均快中子注量率，最后累积计算全寿期内能量大于1MeV的快中子注量。
轴向H：轴向上将活性区部分压力容器分为14段，每段10cm。
周向θ：周向上按全堆及控制棒对称性，选取1/3堆芯，即120°角度范围内压力容器进行计算，每5°为一段。周向分段划分模型见图2。
3 计算结果及分析
3.1 反射层厚度和吊篮对压力容器快中子注量的影响
首先对反射层厚度（通过压力容器内半径体现）及吊篮厚度的影响进行了比较分析，计算结果见表1。从计算结果可以看出，作为反射层的水的厚度对最大快中子注量的影响非常大，随水层厚度增加，快中子注量迅速下降;吊篮厚度对快中子注量也有一定影响，相对较小，快中子注量随吊篮厚度增加而降低;另外，从两个同样厚度不同位置方案结果可以看出，吊篮更靠近压力容器时，快中子注量更大，但两者差别很小。
3.2 热屏对压力容器快中子注量的影响
为了屏蔽由堆芯射出来的中子和γ射线，减小压力容器的辐照损伤，在吊篮和压力容器之间设置热屏蔽也是常用的方式。通过对比计算考察热屏蔽对压力容器快中子注量的影响。堆芯、吊篮、热屏和压力容器的相对位置见图3。分别考察设置一层热屏和两层热屏与水间隔对快中子注量的削减作用。计算结果见表2。
从计算结果可以看出，熱屏的设置对降低快中子注量有一定的作用;另外，热屏厚度并不是越大越好，在超过一定的值之后，由于挤掉的水过多，反而导致随厚度增加快中子注量增大;将热屏分成等厚的两部分与水搭配布置进行屏蔽与单层热屏相比效果并没有增加。
3.3 优化方案计算结果
综合3.1节与3.2节的计算结果与分析，选择110cm的压力容器内半径;热屏虽然对快中子起到一定的屏蔽作用，但作用有限，并且在运行时还需要进行在役检查，增加了工程复杂性，因此采用无热屏的方案;综合考虑吊篮的重量设置、吊篮内操作空间和吊篮对快中子注量的影响，最后选择将吊篮内半径设置为81.5cm，厚度3cm。
计算结果见表3及图4、图5，全寿期压力容器内侧活性区段平均快中子注量为1.37E+18 n/cm2。全寿期快中子注量轴向不均匀因子为1.47。全寿期快中子注量周向不均匀因子为1.22。因此，对于内径2200mm的压力容器，考虑运行时间的最大快中子注量为3.16E+10 n/（cm2·s）×1.47（轴向）×1.22（周向）×40a×（365×24×3600）×0.9（负荷因子）=6.44E+19 n/cm2。该方案结果满足设计要求。
4 结语
针对海洋核动力平台反应堆的特点，选用MVP程序采用全蒙卡方法对压力容器快中子注量进行了计算分析。分别分析了热屏、反射层厚度和吊篮对压力容器最大快中子注量的影响，主要结论如下：
（1）热屏的设置对降低快中子注量有一定的作用，但热屏厚度并不是越大越好。
（2）作为反射层的水的厚度对最大快中子注量的影响非常大，随水层厚度增加，快中子注量迅速下降。
（3）吊篮厚度对快中子注量也有一定影响，但相对较小，快中子注量随吊篮厚度增加而降低。
在此基础上确定了设计优化方案 ，并对压力容器40年寿期快中子注量分布进行了详细计算，最大快中子注量满足设计要求。
参考文献
[1] U.S. nuclear regulatory commission， REGULATORY GUIDE 1.190， Calculational and Dosimetry Methods for Determining Pressure Vessel Neutron Fluence[S].
[2] Brookhaven National Laboratory， PWR and BWR Pressure Vessel Fluence Calculation Benchmark Problems and Solutions[R]， NUREG/CR-6115， BNL-NUREG-52395， September 2001.
[3] 闫宇航，蒋校丰，张少泓.反应堆压力容器快中子注量计算方法研究[J].核科学与工程，2012，32（4）：289-294.
[4] 杨玉中.基于蒙特卡罗输运技术的压力容器及辐照监督管中子注量计算方法研究及应用[A].第十届反应堆数值计算和粒子输运学术会议暨2004年反应堆物理会议[C].2004.