10MW高温气冷堆屏蔽计算分析
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第43卷第4期原子能科学技术Vol.43,No.4 2009年4月Atomic Energy Science and TechnologyApr.200910MW 高温气冷堆屏蔽计算分析苗雨润,丁谦学,杨永伟(清华大学核能与新能源技术研究院,北京 100084)摘要:高温气冷堆是第4代核能系统的重要堆型之一,由于其堆芯体积庞大、几何结构复杂,屏蔽计算难度较大。
本工作使用三维SN 程序TOR T 对10MW 高温气冷堆进行屏蔽计算,并用AN ISN 、MCN P 程序进行校核。
结果表明,TOR T 程序计算结果与AN ISN 、MCN P 程序计算结果符合很好。
关键词:高温气冷堆;屏蔽计算;TOR T 程序;MCNP 程序中图分类号:TL328 文献标志码:A 文章编号:100026931(2009)0420328206Shielding C alculation and Analysisof 10MW High 2T emperature G as 2Cooled R eactorM IAO Yu 2run ,DIN G Qian 2xue ,YAN G Y ong 2wei(I nstitute of N uclear and N ew Energ y Technology ,Tsinghua Universit y ,B ei j ing 100084,China )Abstract : The high 2temperature gas 2cooled reactor is the important one in the generation Ⅳnuclear system.Because of its large volume and complex structure ,its shielding calculation is difficult.In this paper ,shielding calculation of 10MW High 2T emperature G as 2Cooled Reactor was carried out by using TORT code ,and the result was compared with those from ANISN and MCNP code.The comparison results show that they meet well.K ey w ords :high 2temperat ure gas 2cooled reactor ;shielding calculation ;TOR T code ;MCN P code收稿日期:2007212222;修回日期:2008204222作者简介:苗雨润(1984—),男,山西左权人,硕士研究生,核能科学与工程专业 高温气冷堆是第4代核能系统的堆型之一,用氦气作冷却剂,石墨作慢化材料,采用包覆颗粒燃料和全陶瓷的堆芯结构材料,具有固有安全性、经济性好、发电效率高等优点。
清华大学10MW 高温气冷堆(H TR 210)堆体由反应堆压力容器、堆内石墨和碳砖构件、金属构件、燃料元件、控制棒及其驱动机构、吸收球停堆系统和燃料装卸系统部件等组成。
由于堆芯体积庞大,几何结构复杂,因此,精确计算该堆的屏蔽问题较为困难。
1 屏蔽计算流程屏蔽计算流程示于图1。
其中,AN ISN 自带67群数据库为47群中子和20群光子,经一维输运计算合并为7群,其中,5群中子和2群光子,中子能量范围为:第1群,171333MeV ≥E ≥212313MeV ;第2群,212313MeV ≥E ≥0111109MeV ;第3群,0111109MeV ≥E ≥0121445keV ;第4群,214145eV ≥E ≥118554eV ;第5群,118554eV ≥E ≥0eV 。
光子能量范围为:第6群,14MeV ≥E ≥1MeV ;第7群,1MeV ≥E ≥0keV 。
取高度为194cm 的堆芯区域进行计算可获得每种材料的宏观截面,但这种宏观截面的格式并非TOR T 程序所需,需经GIP 程序处理,然后把GIP 输出的接口文件提供给TOR T 进行屏蔽计算。
图1 三维屏蔽计算流程图Fig.1 Sketch of 3D shielding calculation2 主要程序AN ISN 是一维中子、光子输运离散纵标程序,可用于堆芯物理计算和辐射屏蔽计算,根据所计算出的屏蔽体中的实际注量率谱将多群截面参数并为少群权重截面参数,提供给输运程序使用。
AN ISN 自带47群中子、20群光子的P3近似群截面库(DCL 275/BU G L E 280),该数据库含有ENDF/B 2Ⅳ库含有的大部分物质的截面及响应函数,适用于屏蔽计算,是一经过验证的成熟数据库。
GIP 可接受以核素组织的来自输入卡或数据库的微观截面,然后准备以能群组织的宏观或微观截面提供给输运程序。
TOR T 是三维离散坐标法中子2光子输运程序,通过计算二维或三维几何系统得到中子2光子注量率。
MCN P 是用于计算复杂三维几何结构中粒子输运的大型多功能蒙特卡罗程序,可用于计算中子、光子、中子2光子耦合以及光子2电子耦合的输运问题。
MCN P 程序使用精细的点截面数据,可按3种方式使用:连续能量;使用能量点线性插值,一般有几百到几千个点;把所有截面压缩成240群。
MCN P 考虑了ENDF/B 2Ⅴ库给出的所有中子反应类型。
对于热中子,可选用自由气体及S (α,β)两种模型处理。
对于光子,考虑了相干散射和非相干散射,并处理了光电吸收后可能产生的荧光发射及电子对产生后的就地韧致辐射光子。
3 屏蔽结构和计算参数311 反应堆结构HTR 210结构[1]示于图2。
在石墨区域布置有控制棒孔道和氦气通风孔道。
TORT 均匀计算中将这一区域视为均匀结构,在TORT 非均匀计算中比较精确地描述了这一区域的非均匀性。
在本工作中,TOR T 三维R 2θ2z 模型为“三维TOR T 计算”,TOR T R 2z 模型为“二维TOR T 计算”。
MCN P 的建模描述了实际的三维结构。
AN ISN 一维计算(图3)主要是为了获得各材料的宏观并群截面。
312 一维计算模型进行一维AN ISN 计算时,采用一维圆柱几何,在0～462cm 的半径区域上划分535个网格进行计算,P3、S8、67群截面合并为7群截面,左边界取反射边界条件,右边界取真空边界条件,分12个区,材料布置示于图3。
313 二维计算模型二维TORT 模型示于图2a 。
能群7群,取60个方向进行计算。
边界条件为:左,反射;右,真空;里,反射;外,反射;底,真空;顶,真空。
各个区域的材料与图3中的一致,所有材料在θ方向为均匀布置,一共填充ANISN 计算的12种材料。
314 三维计算模型三维TOR T 填充12种材料,取60个方向进行计算。
三维TOR T 与二维TOR T 主要区别在于高度为444～771cm 的石墨区域(半径范围90～16715cm ),计算模型示于图4。
4 计算结果分析与比较在堆芯不同位置取点,对中子和光子注量923第4期 苗雨润等:10MW 高温气冷堆屏蔽计算分析率计算结果进行比较,且专门对热中子注量率进行了比较。
所取的点分为4个系列,这4个系列的点分别为:1)堆芯中心轴18个点(r=0cm);2)径向11个点(z=552cm,θ=013491rad);3)周向31个点(r=160cm,z=552cm);4)轴向18个点(θ=01628rad,r=160cm)。
这4个系列的点具有足够的代表性。
MCN P计算有效增殖因子为1105150(标准偏差为0100197),MCN P取9点计算中子注量率,标准偏差列于表1。
首先对MCN P与TOR T的计算结果进行比较,TOR T与MCN P计算结果示于图5。
由图5可见,三维TOR T计算结果与MCN P吻合较好,主要是由于三维TOR T模拟真实的结构,因此与MCN P的结果一致。
二维TOR T 在堆芯上方的注量率差异是由几何布置引起的,更多的石墨引起了更多的中子吸收,导致在这一区域中子注量率较低。
在堆r=0cm中心轴处由上至下取18个033原子能科学技术 第43卷图4 θ方向的非均匀结构示意图Fig.4 Non2uniform structure ofθdirection 径向细线为TOR T周向剖分网格线表1 MCNP计算结果标准偏差T able1 C alculating stand ard deviationby using MCNP code取点位置z/cm标准偏差-500.069500.066570.06323140.02314440.0406 5520.0550 6610.0568 7010.0606 13750.2752图5 反应堆中心轴总中子注量率比较Fig.5 Comparison of neutron fluencerate distribution in central axial direction◆———MCNP;■———三维TOR T;▲———二维TOR T点,用TOR T程序计算的二维、三维中子注量率示于图6。
由图6a可见,中子分布轮廓在反应堆中心点(z=552cm)处达到最大。
在堆中心点以下的部分,二维与三维计算结果较为吻合,原因在于二维与三维的材料在z=444cm以下描述为在θ方向均是均匀的。
在堆中心以上,二者出现了较大差异,原因在于三维TOR T描述真实三维结构(z=444～661cm)出现了空腔,因此,三维TOR T计算注量率必然降低,且因空腔的位置相对于中心轴完全对称,因此,二者注量率分布的形状应一致,计算结果是合理的。
中心轴光子注量率分布也符合这一规律(图6b)。
对径向11个点(z=552cm,θ=013491rad)进行比较,计算结果示于图7。
图6 反应堆中心轴总中子注量率(a)与光子注量率(b)的比较Fig.6 Comparison of neutron fluence rate distribution(a)and photon fluence ratedistribution(b)at central axial◆———三维TOR T;■———二维TOR T 133第4期 苗雨润等:10MW高温气冷堆屏蔽计算分析图7 径向总中子注量率(a )和总光子注量率(b )分布Fig.7 Radial distribution of neutron fluence rate (a )and photon fluence rate (b )◆———三维TOR T ;■———二维TOR T 由图7可见,在空腔存在的半径区域,三维TOR T 计算的注量率要高一些,且不均匀地衰减(第6点与第7点间存在空腔,因此,注量率较为平坦),二维TOR T 因无空腔存在,所以,只是衰减,无平坦的部分。
