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本文以CiADS为模型研究漏束中子与热中子的等效注量率。设定CiADS顶盖为316L不锈钢盒模型,内部分四层,最底层采用与不锈钢盒同种的316L不锈钢填充[4],另外三层填充含硼聚乙烯。填充材料的厚度均为35 cm。整个顶盖被真空束流管道贯穿,简化模型如图2所示。在本文中,主要研究顶盖外束流管道内最外侧316L不锈钢的活化情况,即图2中的栅元83。栅元83内不锈钢的活化最接近顶盖外部设备的活化情况。
使用蒙特卡罗程序从CiADS模型中读取顶盖出口处的快中子能谱,将其作为简化后CiADS模型的中子源进行模拟计算,快中子能量分布如图3所示。经统计,栅元83内残留的衰变时释放
$ \gamma $ 射线的长放射性核素种类及其部分参数如表1所列。长放射性核素 衰变常数λ/s−1 产生率s/n·s−1 3年累积核素活度A/Bq 射线释能Dose[8]
/MeV·Bq−1预期辐射释能f/MeV 预期辐射释能f占比/% 50V 1.575 3×10−25 4.624 3×10−10 0.000 000×100 1.543×100 0.000 000×100 0.000 51Cr 2.896 0×10−7 5.632 7×10−9 1.760 219×108 3.200×10−2 5.583 414×106 1.201 54Mn 2.570 4×10−8 4.179 8×10−9 1.191 403×108 0.835×100 9.944 018×107 21.388 55Fe 8.030 9×10−9 1.265 4×10−8 2.104 719×108 1.610×10−10 3.388 598×10−2 0.000 59Fe 1.803 0×10−7 4.624 4×10−10 1.445 137×107 1.188×100 1.717 143×107 3.693 57Co 2.952 3×10−8 2.111 1×10−11 6.193 190×105 0.122×100 7.528 658×104 0.016 58Co 1.132 2×10−7 1.199 7×10−8 3.749 041×108 0.821×100 3.077 551×108 66.192 60Co 4.166 8×10−9 1.238 1×10−10 1.260 509×106 2.504×100 3.156 156×106 0.679 57Ni 5.415 2×10−6 2.591 1×10−11 8.097 156×105 1.497×100 1.211 755×106 0.261 89Zr 2.455 4×10−6 5.055 9×10−12 1.579 959×105 0.918×100 1.450 798×105 0.031 93Zr 1.435 1×10−14 6.294 1×10−13 2.670 480×10−2 1.330×10−7 3.551 738×10−9 0.000 95Zr 1.252 9×10−7 3.157 8×10−13 9.867 961×103 0.733×100 7.230 650×103 0.002 92Nb 6.301 3×10−16 3.893 1×10−11 7.252 804×10−2 1.250×100 9.066 005×10−2 0.000 94Nb 1.081 4×10−12 1.984 1×10−12 6.342 782×100 1.572×100 9.967 689×100 0.000 95Nb 2.292 8×10−7 8.912 2×10−13 2.785 066×104 0.764×100 2.129 102×104 0.005 93Mo 5.331 9×10−12 1.707 4×10−9 2.690 872×104 1.600×10−7 4.305 396×10−3 0.000 99Mo 2.919 7×10−6 6.824 5×10−9 2.132 663×108 0.142×100 3.037 613×107 6.533 由表1可得,54Mn、59Fe、58Co、99Mo四种核素,贡献了主要的预期辐射释能,其占比都在3%以上。然而,99Mo的半衰期为2.748 d,根据式(6),在停堆7 d后,其原子数目将衰变至17.47%,占比大大减少。因此可认为54Mn、59Fe以及58Co贡献了主要的预期辐射释能。
生成这三种核素的中子反应,是CiADS堆外设备被活化后对外造成辐射损伤的主要原因。通过向栅元83内部填充虚拟材料,可获得该栅元内中子反应的反应率,结合中子注量率,可算得平均反应截面,如表2所列。获得平均微观反应截面后,即可计算等效释能宏观截面,如表3所列。
中子反应类型 中子通量φ/(n·cm−2·source particle−1) 反应率R/(n·cm−3·source particle−1) 平均微观反应截面σ/b 54Fe(n,p)54Mn 1.435 1×10−8 8.238 0×10−11 5.740 6×10−3 55Mn(n,2n)54Mn 1.435 1×10−8 5.734 5×10−12 3.996 0×10−4 58Fe(n,γ)59Fe 1.435 1×10−8 2.194 3×10−10 1.529 1×10−2 58Ni(n,p)58Co 1.435 1×10−8 1.253 0×10−10 8.731 4×10−3 长放射性核素 Dose[8]/
(MeV·Bq-s-1)原核素原子密度N/
(n·cm-3)(1-e−λt) 平均微观
反应截面σ/b等效释能
宏观截面k总等效释能
宏观截面K54Mn 0.835 3.289 2×10−3 9.121 18×10−1 5.740 6×10−3 1.437 5×10−5 6.573 0×10−5 54Mn 0.835 1.749 5×10−3 9.121 18×10−1 3.996 0×10−4 5.322 2×10−7 59Fe 1.188 1.586 9×10−4 1.000 00×100 1.529 1×10−2 2.883 2×10−6 58Co 0.821 6.688 7×10−3 9.999 78×10−1 8.731 4×10−3 4.794 0×10−5 同理,对热中子进行等效处理。热中子模型同样采用316L不锈钢材作为活化材料,热中子仅发生(n,
$\lambda $ )反应,反应截面可通过查询获取,其结果如表4所列。将上述数据带入式式(9),取
$ {\phi}_{\mathrm{t}\mathrm{h}} $ =105 n/(cm2·s),可得在预期辐射释能相等的条件下,105 n/(cm2·s)的热中子注量率近似等效于CiADS束流管道外8.847×105 n/(cm2·s)的漏束中子注量率。 -
在实际应用中,当顶盖的厚度、材料选择不同时,CiADS的漏束中子能谱、漏束中子反应截面也不尽相同。为了验证该方法的普适性,本文通过分别更改所选材料的种类以及厚度,探究漏束中子、热中子等效注量率与顶盖结构的关系,如图4所示。七种顶盖结构设计方案分别为:底层填充厚度为35 cm的316L不锈钢,另外三层填充厚度为35 cm的含硼聚乙烯;底层填充厚度为35 cm的316L不锈钢,另外三层填充厚度为35 cm的硼铝合金;底层填充厚度为35 cm的316L不锈钢,另外三层填充厚度为35 cm的硼钢;底层填充厚度为35 cm的316L不锈钢,另外三层填充厚度为35 cm的含硼石墨;底层填充厚度为15 cm的316L不锈钢,另外三层填充厚度为15 cm的含硼石墨;底层填充厚度为55 cm的316L不锈钢,另外三层填充厚度为55 cm的含硼石墨;底层填充厚度为75 cm的316L不锈钢,另外三层填充厚度为75 cm的含硼石墨。
此外,虽然ADS中主要应用316L不锈钢,但在热堆中,304不锈钢、316不锈钢同样广泛使用[10]。因此本文也将针对不同的不锈钢材,计算热中子的总等效释能宏观截面,探究不锈钢材种类对等效注量率的影响。
对于不同的顶盖结构,其漏束中子的等效释能宏观截面如表5所列。
顶盖结构 方案一 方案二 方案三 方案四 方案五 方案六 方案七 总等效释能
宏观截面K6.573×10−5 6.279×10−5 6.155×10−5 6.123×10−5 6.311×10−5 6.267×10−5 6.368×10−5 对于不同的不锈钢材,热中子的等效释能宏观截面如表6所列。
不锈钢材种类 316 304 316L 总等效释能宏观截面K 5.872 2×10−4 6.388 6×10−4 5.815 1×10−4 将上述数据带入式(9),取
$ {\phi}_{\mathrm{t}\mathrm{h}} $ =105 n/(cm2·s),可得当预期辐射释能相等时,不同条件下漏束中子的等效注量率。计算结果与平均值如表7所列,其与总平均值的偏差如表8所列。
方案等效注量率$\phi_{\rm f}$
/(n·cm-2·s-1)平均等效
注量率$\overline{\phi_{\rm f}}$
/(n·cm−2·s−1)热中子活化材料为316L 热中子活化材料为316 热中子活化材料为304 方案一 8.847×105 8.934×105 8.949×105 8.910×105 方案二 9.261×105 9.352×105 9.380×105 9.331×105 方案三 9.448×105 9.541×105 9.515×105 9.501×105 方案四 9.497×105 9.590×105 9.444×105 9.511×105 方案五 9.215×105 9.305×105 9.271×105 9.264×105 方案六 9.279×105 9.370×105 9.327×105 9.325×105 方案七 9.131×105 9.221×105 9.250×105 9.201×105 平均等效注量率$\overline{\phi_{\rm f}}$
/(n·cm−2·s−1)9.240×105 9.330×105 9.305×105 9.292×105 方案 偏差/% 热中子活化
材料为316L热中子活化
材料为316热中子活化
材料为304方案一 −4.787 −3.852 −3.692 方案二 −0.331 0.647 0.946 方案三 1.681 2.679 2.403 方案四 2.209 3.212 1.644 方案五 −0.828 0.145 −0.221 方案六 −0.139 0.841 0.382 方案七 −1.725 −0.761 −0.452 由表7和8可以看出,在基于预期辐射释能的等效下,顶盖材料与厚度、中子活化材料的改变,对等效注量率有一定影响,导致所获得的等效注量率存在5%以内的偏差。但该偏差较小,可以忽略。这证明了以基于等效预期辐射释能的方法获得的热中子与漏束中子等效注量率,受顶盖设计与材料变化的影响较小,具有一定的普适性。
基于预期辐射释能的等效,算得105 n/(cm2·s)的热中子的平均等效漏束中子注量率约为9.292×105 n/(cm2·s)。在常见的三种不锈钢材料中,316L相对较难活化,其等效结果也最为保守,具有较高的参考意义。在实际应用中,ADS内可保守限制中子注量率至8×105 n/(cm2·s)。
Estimation of Equivalent Thermal Neutron Fluence Rate in the Leakage Beam of China Initiative Accelerator Driven System
doi: 10.11804/NuclPhysRev.40.2022093
- Received Date: 2022-09-05
- Rev Recd Date: 2022-11-04
- Publish Date: 2023-09-20
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Key words:
- CiADS /
- top cover shielding /
- thermal neutron equivalent fluence rate /
- expected radiant energy release
Abstract: The Accelerator Driven subcritical System(ADS) is driven by spallation neutrons, which is generated during the proton bombarding the spallation target, to make the subcritical reactor operate stably and continuously. It has high potential to transmute the long-lived minor-actinides and produce cleaner nuclear energy. During the coupling process of the accelerator and reactor, the beam pipeline penetrates through the top cover of the reactor, and spallation neutrons and fission neutrons in the core tend to leak through the pipeline in large quantities. In order to reduce the equipment activation and reduce the personnel radiation dose received during the maintenance, it’s necessary to carry out relevant shielding design work. In the radiation shielding design of thermal spectrum reactor, the thermal neutron fluence rate is usually limited to 105 n/(cm2 · s) to reduce equipment activation and ensure maintainability. For the Accelerator Driven subcritical System, the leakage neutrons from the top cover are fast neutrons with high fluence rate. It is necessary to carry out the shielding design analysis according to an appropriate equivalent thermal neutron fluence rate. This work takes the China initiative Accelerator Driven System(CiADS) as a reference to analyze the expected radiant energy release of activated nuclides generated by the leakage neutrons, and a leakage neutron equivalent fluence rate is obtained. The applicability for this thermal neutron equivalent fluence rate is evaluated. Studies have shown that leakage neutrons with an average fluence rate of 9.292×105 n/(cm2 · s) are equivalent to thermal neutrons with a fluence rate of 105 n/(cm2 · s) in the expected radiant energy release. In the radiation shielding design, the neutron fluence rate limit outside the top cover can be conservatively taken as 8×105 n/(cm2 · s). This research work proposes a method for selecting the equivalent neutron fluence rate in the design of the ADS external activation shield, which can be used in the fast spectrum neutron shielding analysis. The thermal neutron equivalent fluence rate obtained in this paper can provide reference for the shielding design and analysis of CiADS.
Citation: | Shengmiao GUO, Lu ZHANG, Jinyang LI, Wei JIANG, Yong DAI, Long GU. Estimation of Equivalent Thermal Neutron Fluence Rate in the Leakage Beam of China Initiative Accelerator Driven System[J]. Nuclear Physics Review, 2023, 40(3): 478-484. doi: 10.11804/NuclPhysRev.40.2022093 |