刘巧凤,韩静茹

(环境保护部核与辐射安全中心,北京 100082)

大型先进压水堆CAP1400是在消化、吸收第三代先进核电AP1000的基础上,创新开发出的具有我国自主知识产权、更大功率的非能动压水堆,CAP1400压水堆示范工程项目的建造运行将有效促进我国核电自主化发展和批量化建设。在选址、建造、调试、运行等各个阶段,都将接受核安全监管部门的严格审查。独立审核计算作为核安全审评的方法之一,能够有效提高审评的独立性、科学性和有效性。

压力容器是反应堆内不可更换的部件,它的使用年限直接影响到反应堆的寿命,而压力容器快中子注量是决定其使用年限的一项重要指标,是核安全审评中关注的一项重要内容。标准审查大纲[1-2]4.3“核设计”中Ⅰ.审查范围第8条即为 “与压力容器辐照有关的方面”,要求对容器内壁高于1 Me V的中子通量谱进行审查;Ⅲ.审查程序第8条要求 “在电厂设计寿期内,对于能量大于1 Me V的中子,容器壁峰值注量少于1020中子/c m2”。

1 独立审核计算

CAP1400反应堆压力容器快中子注量独立审核计算的相关参数由该反应堆设计方提供,选择适当程序进行独立建模,开展审核计算。

1.1 计算程序

压力容器快中子注量的计算方法一般有两种[3],一种是离散纵标法 (简称SN方法),属于确定论方法;另一种是蒙特卡罗方法 (简称MC方法)。相比之下,SN方法效率较高,一次计算可以给出整个压力容器不同位置网格内的中子注量率分布;MC方法在处理复杂几何结构上占有一定优势,并且能够真实的模拟粒子输运过程,但存在计算时间及计算效率问题。近年来,随着计算机的发展,两种方法的计算程序不断优化完善,在辐射屏蔽方面都有广泛应用。

本文采用MC方法计算程序MCNP[4]对CAP1400压力容器快中子注量进行独立审核计算,该程序是美国洛斯阿拉莫斯 (Los Ala mos)国家实验室研制的一个大型的多功能蒙特卡罗中子-光子输运程序,可用于计算中子、光子或中子-光子耦合输运问题,也可以计算临界系统(包括次临界及超临界)的本征值问题,适用于核科学和工程方面的各种课题。CAP1400设计方采用的是SN方法计算程序DORT[5],该程序隶属于DOORS程序包,是美国橡树岭国家实验室开发的二维中子-光子输运计算程序,可用于一维、二维的深穿透屏蔽计算,也可用于解决本征值问题。

1.2 计算方法

利用MCNP计算CAP1400压力容器快中子注量,在几何建模方面需要做一定的简化,主要包括:1)根据反应堆堆芯的对称性,选取四分之一的堆芯建立计算模型;2)由于堆芯外围的燃料组件对反应堆压力容器快中子注量贡献较大,将外围组件作pin-by-pin描述,内层的燃料组件作打混处理。

除此之外,为了保证计算结果的合理性,在建模过程中,相邻几何栅元的中子重要性取2～4倍;计算结果的方差控制在0.03以内。

计算方面,首先取2°步长计算压力容器周向注量分布,得到周向最大的角度位置;然后在该位置取10 c m步长计算轴向中子注量分布,得到压力容器快中子注量的最大值。

1.3 计算模型

利用MCNP建立CAP1400压力容器快中子注量模拟计算用几何模型如图1所示,分别为径向和轴向剖面图。计算用几何模型包括:堆芯内层燃料组件,堆芯外围燃料组件,堆芯上、下支撑构件,围板、围筒、吊篮压力容器以及相应的水隙。图1中不同颜色代表了不同的材料。

用于CAP1400压力容器快中子注量计算的参数由该反应堆设计方提供,主要包括反应堆的基本参数、几何参数、材料参数以及功率分布等,CAP1400反应堆基本参数[6]如表1所示。

表1 CAP1400反应堆基本参数Table 1 Essential parameters of CAP1400 reactor

1.4 计算结果

利用MCNP程序模拟计算能量范围分别为E＞0.1 Me V和E＞1 Me V的快中子注量。

反应堆压力容器内表面周向快中子注量计算结果如图2所示,假定水平方向为0°。结果表明,能量在E＞0.1 Me V的中子注量最大值为2.45×1010n·c m-2s-1,位置在44°～46°;能量在E＞1 Me V的中子注量最大值为1.12×1010n·c m-2s-1,位置在42°～44°。

图2 CAP1400反应堆压力容器快中子注量周向分布Fig.2 Distribution of the fast neutron flux in the circu mferential direction in CAP1400 reactor pressure vessel

计算44°～46°位置的压力容器快中子注量轴向分布,假定活性区中平面位置为零点,计算结果如图3所示。结果表明,能量在E＞0.1 Me V的快中子注量最大值为3.83×1010n·c m-2s-1,位置在中平面以下-89.98～-99.98 c m处;能量在E＞1 Me V的快中子注量最大值为1.75×1010n·c m-2s-1,位置在中平面以下-9.98～-19.98 c m处。这两个值即为反应堆压力容器快中子注量的最大值。

图3 CAP1400反应堆压力容器快中子注量轴向分布Fig.3 Distribution of the fast neutron flux in the axial direction in CAP1400 reactor pressure vessel

将反应堆压力容器快中子注量计算结果与设计方利用离散纵标程序DORT计算结果对比如表2所示,寿期内压力容器快中子注量值如表3所示。结果表明,对于能量范围在E＞0.1 Me V和E＞1 Me V的快中子,审核计算得到结果均略大于设计值,相对偏差分别为8.2%和5.4%,在10%以内,属于可接受的范围[3,7],并且,大于1 Me V的中子注量审核计算结果与设计值均在安全审评大纲要求的范围内。

表2 CAP1400反应堆压力容器快中子注量计算结果对比Table 2 Comparison of the calculated results of the fast neutron flux in CAP1400 reactor pressure vessel

表3 CAP1400反应堆寿期内压力容器快中子注量Table 3 The f ast neutron flux in the reactor pressure vessel during the life cycle of CAP1400

2 分析与讨论

对CAP1400反应堆压力容器快中子注量进行审核计算,并将审核计算与设计方的设计值进行对比,结果表明,审核计算结果与设计值存在一定的相对偏差,对于偏差的原因进行了分析,可能的原因如下。

(1)计算程序

利用相同的程序进行计算能够区别不同技术人员在程序使用方法方面的误差,并且能够更好的分析程序本身所带来的系统误差;而采用不同的程序则能够表明不同的计算方法对结果带来的影响及误差。CAP1400压力容器快中子注量的审核计算采用了不同于设计计算的程序,前者为蒙特卡罗计算程序,后者为离散纵标法计算程序,势必会在计算结果上存在一定的偏差。审核计算所采用的MCNP程序是基于三维计算模型,并且使用点截面,而设计方所采用的DORT程序则是基于二维的计算模型,使用群截面,不同模型的精确程度可能会带来一定的误差。但是,MCNP和DORT计算程序都属于标准审查大纲中认可的计算程序,都可以用于上述计算过程。

(2)计算过程中的几何简化

根据不同计算程序的特点,审核计算和设计中都采用了一定的几何简化。审核计算对堆芯区域的燃料组件采用内侧组件打混处理,外围组件pin-by-pin处理;设计方采用网格化处理。

(3)计算结果的数据处理方法

蒙卡方法通过抽样并模拟单个粒子的情况,最终通过统计并控制方差得到较为可信的统计结果,审核计算程序MCNP的计算结果为统计结果;设计方采用的离散纵标法计算程序DORT在计算结果的基础上引入了两个因子,分别是轴向分布因子和不确定性因子,以保证结果的保守性,其中轴向分布因子是为了考虑堆芯活性区轴向功率分布所带来的影响;不确定性因子是为了考虑截面数据库更新、几何建模简化以及其他近似等带来的不确定性。

(4)其他偏差来源

存在其他偏差来源,如由于两种程序的不同,计算过程中计数区域设置不同,MCNP采用面计数而DORT采用网格计数;除此之外,计算中堆芯裂变谱的选取;计算边界条件的选取,如堆腔处轴向方向的边界条件;计算结果不确定度等因素也会带来一定的偏差。

3 结 论

利用蒙特卡罗计算程序MCNP对大型先进压水堆CAP1400压力容器快中子注量进行了审核计算,计算结果表明,审核计算结果与设计值的相对偏差在可接受的范围内,并且大于1 Me V的中子注量值均符合相关法规标准的要求。通过本次审核计算,确认了CAP1400压力容器快中子屏蔽设计的合理性,为CAP1400示范工程的核安全审评提供了有效的技术支持。