放射性石墨粉尘-球床式高温气冷堆的固有不安全性(最新版)

第44卷第2期(总第260期)辐射防护通讯2024年4月•研究通报•HTR-PM高温气冷堆乏燃料贮存系统检修辐射防护研究雷伟俊1,史进1,丁明2,黄淑龙3(1.华能核能技术研究院有限公司,上海200126;2.中核武汉核电运行技术股份有限公司,武汉430223;3.中国辐射防护研究院,太原030006)摘㊀要:针对HTR-PM高温气冷堆乏燃料贮存系统设备检修时的辐射防护问题,建立了乏燃料贮罐及其相关舱室的三维模型,采用蒙特卡罗方法评估计算了工作人员检修位置处的γ剂量率㊂结果表明:剂量率随评估点位与混凝土平台开口之间距离的增加而快速降低;由于屏蔽罩和混凝土楼板存在孔洞,导致乏燃料装料间混凝土平台孔洞正上方剂量率较高,考虑2倍安全系数,距离孔洞中心50cm范围内剂量率都处于红区范围,应严格限制人员进入此区域;检修设备间内距离孔洞中心30~70cm范围内点位的剂量率处于限定工作区(橙区),人员在此区域内的工作时间应尽量缩短㊂为保障安全,建议开展实体模拟培训,缩短作业时间;设置厚度不小于16cm的铅砂临时屏蔽体,穿戴防护装备;对局部热点去污以降低源项强度㊂关键词:高温气冷堆;乏燃料贮存系统;辐射防护;蒙特卡罗中图分类号:TL75文献标识码:A文章编号:1004-6356(2024)02-0008-07㊀㊀高温气冷堆采用全陶瓷包覆颗粒燃料元件,以氦气作冷却剂,石墨为慢化剂,具有固有安全性高㊁可提供高品质热源和高参数蒸汽㊁可小型模块化设计和建造㊁发电效率高㊁对环境友好等特性,是国际上公认具有第四代核电特征的先进堆型之一[1]㊂2006年2月,国务院正式发布‘国家中长期科学和技术发展规划纲要(2006 2020年)“,将 大型先进压水堆和高温气冷堆核电站示范工程 列为国家重大专项,2021年9月,我国自主建设的球床模块式高温气冷堆核电站示范工程(HTR-PM)实现首次临界,进入带核运行状态; 2023年12月,HTR-PM实现商运投产㊂HTR-PM高温气冷堆核电站示范工程反应堆堆芯由流动的球形燃料元件组成,由于其有利的几何形状,可实现不停堆在线换料㊂乏燃料贮存系统是执行不停堆换料功能的重要设施,通过输球管道和专用设备接收从燃料装卸系统卸出的乏燃料球并将其贮存在乏燃料贮罐㊂乏燃料贮存系统包括乏燃料装料装置㊁地车等专用设备,这些设备在长时间使用下存在功能失效㊁无法正常操作等问题,需要进行检修作业㊂然而,燃料元件表面包覆的石墨层在不停堆换料过程中,由于球与球之间以及球与堆内结构部件㊁管道壁面之间的碰撞和摩擦,不可避免地产生一定量的碎片及石墨粉尘[2-4]㊂这些放射性石墨粉尘在提升气流的夹带下进入乏燃料贮存系统,导致乏燃料贮存系统存在较高的放射性水平;此外,进入乏燃料贮存系统的乏燃料球如果不能及时转移至竖井贮存,也会对检修人员造成极大的辐照风险㊂为保证作业人员安全,需开展极端工况下工作人员检修位置处的剂量率评估,并据此制定辐射防护措施㊂1㊀评估计算模型㊀㊀工作人员检修位置处的剂量率评估计算采用 8㊀基金项目:华能集团总部科技项目 HNKJ22-H01高温气冷堆燃料装卸系统运维技术研究 资助㊂收稿日期:2023-12-20作者简介:雷伟俊(1986 ),男,2011年毕业于西安交通大学核工程与核技术专业,高级工程师㊂E-mail:wj_lei@hntc.MCNP程序,建立了乏燃料贮罐㊁乏燃料操作间㊁乏燃料装料间㊁乏燃料检修设备间及各屏蔽层模型,如图1所示㊂具体结构包括:乏燃料贮罐㊁屏蔽罩㊁含硼聚乙烯板㊁混凝土楼板㊁墙壁等㊂图1㊀评估计算几何模型㊀㊀乏燃料装料间混凝土楼板上开有孔洞以便布置乏燃料装料装置导向管组件,在乏燃料装料装置故障状态下,人员需进入21.4m层平台或28m层平台进行检修作业,必要时还需要对局部热点进行去污操作㊂因此,需要对极端情况下(乏燃料贮罐位于21.4m层平台孔洞正下方且无法移走)人员检修作业位置处的辐射剂量率进行评估计算,计算点位主要布置于21.4m平台孔洞及28m平台检修口附近,10组共计30个计算点位㊂以21.4m混凝土平台开孔上表面中心点处为原点(0,0,0),建立坐标系,各计算点位坐标列于表1㊂2㊀源项及材料设置㊀㊀乏燃料元件从堆芯卸出后,从燃料装卸系统输送到乏燃料厂房内的乏燃料装料间,然后装入乏燃料贮罐,在贮罐装满后,由地车屏蔽罩将贮罐吊装到竖井内贮存㊂乏燃料贮罐㊁装料间及设备间三维模型如图2所示,计算过程中简化了房间内的其余非源项设备㊂乏燃料装料装置处理的是使用后的球状乏燃料,放射性核素主要是铀裂变后形成的裂变产物㊂γ射线注量率与剂量率之间的转换因子取自ANSI/ANS-6.1.1 1977(N666)[5],转换因子列于表2㊂贮罐装满状态下乏燃料球数量为40000个,刚装满的乏燃料球贮罐活度最大,剂量评估依据保守原则计算采用刚装满的乏燃料球贮罐活度,具体列于表3㊂设计中采用碳钢㊁不锈钢㊁混凝土㊁含硼聚乙烯板等作为屏蔽材料,计算中各材料密度列于表4㊂基于上述几何模型及参数设置,使用MCNP程序,计算了乏燃料贮罐满载状态下在出料管正下方时,各剂量点所受的辐照剂量率㊂3㊀结果及分析㊀㊀图3和图4给出了10组点位的γ剂量率的分布情况㊂可以看出,混凝土楼板孔洞正上方的γ剂量率水平较高,在乏燃料装料间平台正上方60cm处剂量率可达到429mSv/h㊂在水平方位上,随着与孔洞距离的增加,γ剂量率迅速降低,距离孔洞中心30cm处的γ剂量率最高(9mSv/h)㊂检修设备间内γ剂量率受高度(z轴)方向的距离影响相对较低,但因检修口正上方无屏蔽,孔洞边缘(距孔洞中心20cm)60cm高度处的剂量率仍可达到接近80mSv/h,而在水平方位上距离孔洞中心30~70cm处因28m层混凝土平台的屏蔽,最高γ剂量率降低至0.82mSv/h㊂9HTR-PM高温气冷堆乏燃料贮存系统检修辐射防护研究㊀雷伟俊表1㊀计算点位坐标装料间第一组第二组第三组第四组第五组序号123坐标(cm)(0,0,60)(0,0,90)(0,0,120)序号123坐标(cm)(-20,0,60)(-20,0,90)(-20,0,120)序号123坐标(cm)(-30,0,60)(-30,0,90)(-30,0,120)序号123坐标(cm)(-50,0,60)(-50,0,90)(-50,0,120)序号123坐标(cm)(-70,0,60)(-70,0,90)(-70,0,120)检修设备间第六组第七组第八组第九组第十组序号123坐标(cm)(0,0,720)(0,0,750)(0,0,780)序号123坐标(cm)(-25,0,720)(-25,0,750)(-25,0,780)序号123坐标(cm)(-30,0,720)(-30,0,750)(-30,0,780)序号123坐标(cm)(-50,0,720)(-50,0,750)(-50,0,780)序号123坐标(cm)(-70,0,720)(-70,0,750)(-70,0,780)图2㊀评估计算三维模型㊀㊀根据‘高温气冷堆核动力厂辐射防护设计准则“[6],HTR-PM辐射分区的剂量率限制要求列于表5㊂考虑2倍安全系数,经计算,乏燃料装料间平台混凝土楼板水平方向距孔洞50cm内,处于特许工作区(红区)范围内,剂量率水平较高,人员应尽量避免在该区域内工作㊂检修设备间平台水平方向距离检修口边缘5cm外(距离孔洞中心30cm)的剂量率在限定工作区(橙区)的范围内,人员在此区域内的工作时间应尽量缩短㊂在乏燃料装料间内设备出现故障,人员进入房间检修的情况下,为保障检修人员的安全㊁降低受照剂量,需要针对混凝土平台孔洞设置临时屏蔽体,将孔洞周围剂量由特许工作区(红区)降低至限定工作区(橙区)及以下范围㊂屏蔽材料采用袋装铅砂,直接覆盖在孔洞上方,评估计算屏蔽厚度对周围剂量率的影响情况㊂依据剂量率评估计算结果,孔洞正上方的剂量率水平较高,计算点位从屏蔽体上表面开始,向上间隔10cm,取1组共10个点位,如图5所示㊂假设铅砂颗粒等径,等径颗粒群随机填充的平均孔隙率为0.359~0.44,计算取0.4,即袋装铅沙密度为实体铅砖密度的0.6倍㊂模拟计算时将袋装铅砂简化为立方体,计算了屏蔽层厚度分别为14cm㊁16cm㊁18cm时各点位的剂量率,计算结果如图6所示㊂01辐射防护通讯㊀2024年4月第44卷第2期HTR-PM高温气冷堆乏燃料贮存系统检修辐射防护研究㊀雷伟俊表2㊀剂量率转换因子[5]表3㊀装满状态下的乏燃料贮罐活度续表3表4㊀各材料密度管道屏蔽屏蔽罐楼板㊁墙壁中子屏蔽源项空气材料Q235B 304L混凝土含硼聚乙烯板石墨空气密度(g /cm 3)7.87.922.31.021.750.001205图3㊀21.4m 平台各点位的γ剂量率的分布图4㊀28m 平台各点位的γ剂量率的分布表5㊀辐射分区的剂量限制要求序号分区场所剂量率(mSv /h)说明Ⅰ监督区(白区)D ㊃ɤ0.0025每周工作40小时Ⅱ常规工作区(绿区)0.0025<D ㊃ɤ0.0075每周工作不超过40小时Ⅲ间断工作区(黄区)0.0075<D ㊃ɤ0.03通常工作时间不超过每周10小时,并依此确定剂量率上限Ⅳ限定工作区(橙区)0.03<D ㊃ɤ3工作时间由负责辐射防护的工作人员决定Ⅴ特许工作区(红区)D ㊃>3临时特准21 辐射防护通讯㊀2024年4月第44卷第2期图5㊀临时屏蔽体评估计算点位图6㊀剂量率随屏蔽层厚度变化模拟计算结果㊀㊀可以看出,随着屏蔽厚度的增加各点位的剂量率迅速降低㊂考虑2倍安全系数,在屏蔽厚度为16cm 时,屏蔽体表面及孔洞正上方所有点位的γ剂量率都降低至3mSv /h 以下,从特许工作区(红区)转为限定工作区(橙区),人员可在充分防护的状态下进入该区域进行短时间作业㊂4㊀结论及辐射防护建议㊀㊀针对高温气冷堆乏燃料贮存系统检修过程中需要人工操作的位置,采用蒙特卡罗方法,利用MCNP 程序,评估计算了位于乏燃料装料间21.4m 层平台和检修设备间28m 层平台上的10组共30个点位的γ辐照剂量率㊂研究结论如下:(1)由于屏蔽罩和混凝土楼板存在孔洞,导致乏燃料装料间和检修设备间内混凝土平台孔洞正上方剂量率较高,应严格禁止人员进入此区域㊂各点位处,辐照剂量率随着与孔洞距离的增加而降低㊂(2)乏燃料贮罐在出料管正下方状态下,考虑2倍安全系数,乏燃料装料间内水平方位距孔洞中心50cm 内点位剂量率几乎都大于3mSv /h,处于特许工作区(红区)范围内,人员应尽量避免在该区域内工作;检修设备间平台水平方向距离检修口边缘5cm 外的剂量率在限定工作区(橙区)的范围内,人员在此区域内的工作时间应尽量缩短㊂(3)在临时屏蔽体厚度不小于16cm 时,可将孔洞周围剂量由特许工作区(红区)降低至限定工作区(橙区)及以下范围㊂针对维修过程中的辐射防护措施,建议如下:(1)开展实体模拟培训,缩短作业时间㊂通过培训,提高工作人员对于操作步骤和工器具的熟悉程度,缩短维修作业所需时间㊂(2)建议人员操作时,在剂量率较高的混凝土平台孔洞周围设置临时屏蔽体,以降低作业区域剂量㊂(3)对待检修设备进行测量,确定设备本身污染水平,对设备表面局部热点进行去污,以降低作业人员受照强度㊂(4)维修过程中,乏燃料贮罐为开口状态,混凝土平台与平台内的屏蔽体以及屏蔽体与输球管道之间存在缝隙,放射性粉尘及气溶胶存在外溢的可能性,操作人员按照控制标准穿戴相应的空气污染附加防护用品作业㊂参考文献:[1]周红波,齐炜炜,陈景.模块式高温气冷堆的特点与发展[J].中外能源,2015,20(9):35-40.[2]周湘文,卢振明,张杰,等.球床式高温气冷堆示范工程球形燃料元件的研制[J].原子能科学技术,2014,48(7):1228-1233.[3]梁宇,郭丽潇,邓少刚,等.HTR-PM 高温气冷示范堆堆芯石墨粉尘产生量估算[J].辐射防护,2018,38(5):409-414.[4]杨林,刘兵,邵友林,等.高温气冷堆包覆燃料颗粒破损机制及失效模型[J].核科学与工程,2010(3):210-215+222.31 HTR-PM 高温气冷堆乏燃料贮存系统检修辐射防护研究㊀雷伟俊[5]NS-6.1.1Working Group.American national standard neutron and gamma-ray flux-to-dose rate factors:ANSI/ ANS-6.1.1 1997(N666)[S].American Nuclear Society,LaGrange Park,IL,1977.[6]清华大学核能与新能源技术研究院.高温气冷堆核动力厂辐射防护设计准则:T/CNS22 2020[S].北京:中国核学会,2020.Study on radiation protection during the overhaul of HTR-PMspent fuel storage systemLEI Weijun1,SHI Jin1,DING Ming2,HUANG Shulong3(1.Huaneng Nuclear Energy Technology Research Institute Co.Ltd.,Shanghai200126;2.China Nuclear Power Operation Technology Co.Ltd.,Wuhan430223;3.China Institute for Radiation Protection,Taiyuan030006) Abstract:In order to address the radiation protection during equipment maintenance and overhaul of HTR-PM high-temperature gas-cooled reactor(HTGR)spent fuel storage system,a three-dimensional model of the spent fuel storage tank and its related compartments was established.The gamma dose rate at staff maintenance location was calculated using the Monte Carlo method.The results show that:the dose rate decreases rapidly with the increase of the distance between the assessed point position and the opening of the concrete platform; due to the existence of holes on the shielding cover and the concrete floor slab,a high dose rate directly above the holes on the concrete platform of the spent fuel loading room was found.Considering the2-fold safety coef-ficient,the dose rate is in the range of the red zone around50cm from the center of the holes,and the entry of personnel into the area should be strictly limited;the point of radiation protection in the service equipment room is in the range of30-70cm from the center of the holes.The dose rate within30-70cm from the center of the maintenance equipment room is in the restricted working area(orange zone),and the working time of the personnel in this area should be as short as possible.In order to ensure safety,it is recommended to carry out physical simulation training and shorten the working time,to set up a temporary shield of lead sand not less than16cm and protective equipment,and to decontaminate the local hot spots to reduce the intensity of the source term.Key words:HTGR;spent fuel storage system;radiation protection;Monte Carlo methosd(责任编辑:任颖芳)41辐射防护通讯㊀2024年4月第44卷第2期。

高温气冷堆用氦气作冷却剂，出口温度高的核反应堆。

高温气冷堆采用涂敷颗粒燃料，以石墨作慢化剂。

堆芯出口温度为850~1000℃，甚至更高。

核燃料一般采用高浓二氧化铀，亦有采用低浓二氧化铀的。

根据堆芯形状，高温气冷堆分球床高温气冷堆和棱柱状高温气冷堆。

、简介【英文名】：high temperature gas cooled reactor高温气冷堆具有热效率高（40%~41%），燃耗深（最大高达20MWd/t铀），转换比高（0.7~0.8）等优点。

由于氦气化学稳定性好，传热性能好，而且诱生放射性小，停堆后能将余热安全带出，安全性能好。

实际应用10兆瓦高温气冷实验堆：在国家“863”计划的支持下，自上世纪八十年代中期，我国开展了10MW高温气冷实验堆的研究、开发，于2000年12月建成临界，2003年1月实现满功率并网发电，我国对高温气冷堆技术的研发取得了突破性成果，基本掌握了核心技术和系统设计集成技术。

这一科技成果在国内外引起广泛的影响，使我国在高温气冷堆技术上处于国际先进行列。

2006年1月，国务院正式发布的“国家中长期科学和技术发展规划纲要（2006——2020年）”中，将“大型先进压水堆和高温气冷堆核电站示范工程”列为国家重大专项。

第四代先进核能系统近年来，国际上提出了“第四代先进核能系统”的概念，这种核能系统具有良好的固有安全性，在事故下不会对公众造成损害，在经济上能够和其它发电方式竞争，并具有建设期短等优点，高温气冷堆是有希望成为第四代先进核能系统的技术之一。

我国高温气冷堆的研究发展工作始于70年代中期，主要研究单位是清华大学核研院。

效果值得一提的是，建成的首座高温气冷堆的压力壳直径4．7米，高12．6米，重150吨，是我国自己设计和制造的迄今体积最大的核安全级压力容器。

蒸汽发生器直径2．9米，高11．7米，重30吨，堆内有约13000个零部件，总重量近200吨。

这些设备的制造成功，使我国成为少数几个能够加工制造高温气冷堆关键设备的国家之一，为高温气冷堆的国产化做出了重要贡献。

球床式高温气冷堆球流及球床辐射的理论与实验研究进展姜胜耀; 桂南; 杨星团; 屠基元【期刊名称】《《原子能科学技术》》【年(卷),期】2019(053)010【总页数】12页(P1918-1929)【关键词】球床堆; 高温气冷堆; 球流; 等效导热系数【作者】姜胜耀; 桂南; 杨星团; 屠基元【作者单位】清华大学核能与新能源技术研究院北京100084; 墨尔本皇家理工大学墨尔本VIC 3083 澳大利亚【正文语种】中文【中图分类】TL333高温气冷堆满足第4代先进反应堆系统的各种要求，是21世纪美国甚至全世界最有前途的堆型[1]。

我国在2006年将高温气冷堆项目列入《国家中长期科学和技术发展规划纲要(2006—2020)》，是16个国家科技重大专项之一。

高温气冷堆的发展路线主要有球床式和柱状式，柱状式气冷堆主要包括美国与俄罗斯合作的GT-MHR(Gas Turbine-Modular Helium Reactor)[2-3]和日本HTTR(High Temperature Engineering Test Reactor)[4-5]等。

球床式高温气冷堆主要包括美国MPBR(Modular Pebble Bed Reactor)[6]、南非PBMR(Pebble Bed Modular Reactor)[7]以及中国10 MW高温气冷堆(HTR-10)[8-10]及模块化球床高温气冷堆商用核电站示范工程(HTR-PM)[8,11]。

球床式高温气冷堆最突出的优点之一就是其固有安全性。

球床式高温气冷堆的燃料元件是将全陶瓷型包覆颗粒弥散在石墨球基体中制成的，在1 600 ℃以下能保持完整性[10]。

由清华大学核能与新能源技术研究院研发的HTR-10在2000年实现临界。

目前HTR-PM[12]正在建设调试中，预计于2020年实现并网。

球床堆中随机密集堆积的燃料球在重力驱动下极缓慢地流过堆芯，形成了一种极缓慢的特殊颗粒流，称之为球流。

放射性石墨粉尘——球床高温气冷堆的固有不安全性2009年4月1日，互联网上登出了一篇题为《再探球床式反应堆（PBR）安全性》的文章。

作者摩曼（Rainer Moormann）先生长期在德国于利希研究中心工作，是一位具有丰富球床高温气冷堆研发经验的专家。

该文语出惊人，开篇第一句话就概括说：“PBR它的安全性能没有人们想象的那么好”。

于利希研究中心2008年6月发表的一项新的关于20多年前关闭的德国球床堆AVR运行经验的研究指出，未来的PBR要增加安全措施，还需要投入相当大的研发努力。

该文的观点在核电界内不胫而走，引起广泛的重视。

有消息灵通人士透露，摩曼先生是个高温气冷堆的坚决反对派。

笔者不知就里，不予置评，但坚信，赞成或反对的观点都只能建立在科学依据上。

因此，本文想就其中涉及到而又普遍关注的PBR的共性安全问题从技术上进行探讨。

1 高温气冷堆的发展从20世纪 60年代开始，英国、美国和德国开始研发高温气冷堆。

1964年，英国和欧洲共同体建造的世界上第一座高温气体冷却烟囱（Dragon，20MWth）堆建成临界。

其后，德国建成了15MWe的高温气冷试验堆 AVR和300MWe的核电原型堆 THTR-300。

美国建成了40MWe的实验高温气冷堆桃花谷（Peach-Bottom）堆和330MWe的圣符伦堡（Fort. St. Vrain）核电原型堆。

它们大多采用钍-铀燃料。

日本于1991年开始建造热功率为 30MWth高温气冷工程试验堆HTTR，1998年建成临界。

上世纪80年代后期，高温气冷堆发展进入模块式阶段。

介绍了两种具有潜在市场应用前景的模块化高温气冷堆设计：德国Siemens/Interatom公司的球床模块式高温气冷堆HTR-Module和美国GA公司的柱状燃料元件模块式高温气冷堆MHTGR。

前者单堆热功率200MWth，电功率80MWe，其示范电厂拟采用2个模块；后者热功率为350MWth，采用蒸汽循环，示范电厂拟采用4个模块。

高温气冷堆不确定性分析的新进展GUO Jiong;CUI Menglei;LI Fu;WANG Lidong;LU Jianan;GUO Jian;NIU Jinlin;WANG Yizhen;WU Yingjie;LIU Baokun【摘要】球床高温气冷堆由于采用流动球床堆芯和燃料多次通过的运行方式,不能直接套用轻水堆中一般采用的\"系统分解,逐级传递\"的分析思路,其不确定性的传播和分析具有特殊性.清华大学核能与新能源技术研究院基于高温气冷堆的设计分析经验,开展了高温堆的不确定性研究,并取得了一些进展.目前高温气冷堆已建立起完整的不确定性分析计算框架.在此框架内,基于VSOP程序,开发能反映球床高温气冷堆实际运行特点的不确定性分析程序VSOP-UAM,实现了核数据不确定性隐式效应和显式效应的完整分析.然后使用SCALE/TSUNAMI-3D和VSOP-UAM程序,建立燃料球、堆芯单元、初装堆芯和平衡堆芯的分析模型,量化了核数据的不确定性对各种模型关键参数的影响.此外,还量化了球流混流效应、燃料富集度、燃料孔隙率这些球床堆芯参数的不确定性对堆芯有效增殖因数kef和功率分布的影响.从计算结果可看出,高温气冷堆的不确定性分析显示出了有别于传统轻水堆的结果.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2019(053)007【总页数】9页(P1221-1229)【关键词】高温气冷堆;不确定性分析;球床结构;核数据【作者】GUO Jiong;CUI Menglei;LI Fu;WANG Lidong;LU Jianan;GUO Jian;NIU Jinlin;WANG Yizhen;WU Yingjie;LIU Baokun【作者单位】【正文语种】中文【中图分类】TL32随着核能技术的发展，对于反应堆系统的某些重要安全参数，提供“最佳估计值+不确定性范围”的需求日益增长[1]。

目前关于轻水堆(LWR)计算不确定性的国际性合作研究项目已经实施，如OECD/NEA LWR UAM项目[2-3]，并取得了一定进展。

第51卷第12期2017年12月原子能科学技术Atomic Energy Science and TechnologyVol. 51,N o. 12Dec.2017高温气冷堆放射性总量计算程序研发与验证李健，佘顶％石磊(清华大学核能与新能源技术研究院，先进核能技术协同创新中心，先进反应堆工程与安全教育部重点实验室，北京100084)摘要：堆芯放射性总量计算是核电站辐射防护设计、屏蔽计算和环境影响评价的基础。

为进一步提高高 温气冷堆堆芯放射性总量计算分析能力，自主研发了高温气冷堆堆芯源项计算程序N U IT，计算了 H T R-10和H TR-PM堆芯内特定燃耗的燃料元件的放射性，并与KORIGEN程序的计算结果进行了对比。

计算结果表明，N U IT程序可用于高温气冷堆堆芯放射性总量计算，并具有较好的计算精度和效率。

关键词：高温气冷堆；堆芯放射性总量计算；程序研发中图分类号：TL329 文献标志码：A文章编号：1000-6931(2017)12-2283-05doi：10. 7538/yzk. 2017. 51. 12. 2283Development and Validationof Radioactive Nuclide Inventory Calculation Code for HTGRLI Jian,S H E Ding* ,S H I Lei{Institute o f Nuclear and N ew Energy Technology , Collaborative Innovation Centero f Advanced Nuclear Energy Technology , K ey Laboratory o f Advanced Reactor Engineering and S afety o f Ministry o f Education ?Tsinghua University ?Beijing100084 , China) Abstract：Radioactive nuclide inventory calculation i s the basis of radiation protection, shielding design and environmental impact assessment of the nuclear power plant.In order to improve the capability of H T G R radioactivity analysis,the N U I T nuclide in­ventory code was developed.Radioactivity calculation was conducted for fuel elements of H T R-10 and H T R-P M in specific burnup,and the results were compared with the reference results given by K O R I G E N.The result demonstrates that the N U I T code can be utilized for H T G R?s nuclide inventory calculation with good precision and efficiency. Key words：H T G R；reactor core radioactive nuclide inventory calculation；code devel­opment球床式高温气冷堆（H T G R)采用耐高温的 陶瓷型包覆燃料颗粒组成的球形燃料元件，以化学惰性和热工性能良好的氦气作为冷却剂、石墨作为慢化剂和堆芯结构材料，具有温度高、固有安全性好、系统简化等特点，在高效率发电 和工艺热应用等方面应用前景广阔，具有第四 代先进核能系统的安全特征[1]。