重水研究堆光激中子强度——停闭时间特性研究

作者:花晓;S.Djaroum; 刊名:核电子学与探测技术 上传者:迟波

【摘要】本文利用ORIGEN-ARP程序计算得到重水堆停堆后堆内γ源强,通过D(γ,n) H反应率与γ源强关系计算出重水堆停堆后光激中子源强水平变化。研究结果表明,重水堆停闭1 900 d后光激中子源强水平约为7.2×106n/s,比首次临界外加的Am-Be源强度高,物理启动无需添加外加中子源。

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重水堆停堆后,235U裂变产物中有30多种在β-衰变过程中释放出γ光子,能量大于氘核反应阈值的光子发生D(γ,n) H反应释放光激中子[1]。对于热堆而言,光激中子价值高于裂变瞬发中子价值[2]。在反应堆物理启动过程中,光激中子源强大小决定了是否需要外加中子源,同时由于中子探测器布置在屏冷水箱内远离堆芯,若堆内源强过低,从次临界过渡至临界的阶段,探测器将探测不到堆内中子水平的变化。国外某重水研究堆由于系统改造工作目前处于长期停闭状态,本文针对该研究堆,综合燃耗等因素,使用点燃耗程序ORIGEN-ARP计算并分析了堆内源强与停堆时间关系;研究了光激中子强度随停闭时间的变化,目的是为该反应堆长期停闭后安全物理再启动提供理论依据。1重水堆简介某重水堆是低温常压、重水慢化冷却、石墨反射层的多用途研究堆,反应堆功率为15 MW,堆内最大热中子注量率2×1014n/(cm2s)。堆的冷却剂及慢化剂都是重水,可满足中子散射分析研究、辐照生产、材料考验等学科领域的需求。反应堆本体是一个复杂的多层次结构的组合体,主要由堆芯、内壳、外壳、石墨反射层、防护层、实验孔道等部分组成,见图1堆本体结构示意图。图1堆本体结构示意图2计算方法光激中子的强度与裂变产物γ光子能量及强度有关,既与重水堆运行的功率和运行时间有关,也与停堆时间有关。研究堆运行过程较为复杂,为了便于计算,根据重水堆运行历史,估算堆平均燃耗。将燃料与燃料组件周围重水作为一体考虑,γ源强与重水中D(γ,n) H反应率成比例,方程式如下[3]:Rγ,n=ND·∑gφg·σg(γ,n)(1)式中:Rγ,n为D(γ,n) H反应率;φg为γ源高于阈能部分的强度; ND为D核子密度;σg(γ,n)为D(γ,n)的反应截面。中子能量遵从能量和动量守恒[4]:En=a+bcosθ(2)式中:a=[(A-1)/A][Eγ-Q-Eγ2/1 862×(A-1)]; b=(Eγ/A)[2(A-1)(Eγ-Q)/931A]1/2; En为中子能量,MeV; A为氘靶质量; Eγ为γ射线能量,MeV; Q为阈值能量,MeV;θ为γ射线的飞行路径与发射的中子之间的角度。3计算结果分析3.1 D(γ,n)反应截面由于反应堆长期停闭,设定停堆时间约为1 900天。γ光子与氘核发生反应的阈能为2.224 MeV,反应截面如图2所示[5]。图2 D(γ,n)反应拟合截面数据曲线3.2γ源强—衰减时间关系ORIGEN程序可用于模拟计算组件平均燃耗所产生的γ射线强度,图3给出了利用ORIGEN程序计算得到的重水堆停堆后γ源强与衰减时间的对应关系。图3γ源强与衰减时间对应关系3.3中子强度—停堆时间关系图4给出了根据上述计算步骤得到的重水堆长期停堆后光激中子强度随停堆时间变化的曲线。由图4可知:停堆后短时间内光激中子强度衰减很快,随着停堆时间增加,衰减逐渐趋于平缓。停堆1 900 d后堆内光激中子源强水平约为1×105n/s。此重水研究堆在首次临界过程中采用了强度为1.23×106n/s的Am-Be源,点火位置为中央孔道。图4重水堆长期停堆后光激中子强度随停堆时间变化4结论(1)计算得到停堆1 900 d后堆内单组件光激中子源强水平约为1×105n/s,反应堆内共有72盒燃料组件,堆内光激中子源强水平约为7.2×106n/s,比首次临界使用的Am-Be源强度高,因此物理启动无需外加中子源。(2)此反应堆核测系统采用非补偿型中子电离室探测器,热中子灵敏度:1. 8×10-14A/(n·cm-2·s-1),电流测量范围:1×10-10~3×10-4A,

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