中子活化程序ABURN在核装置停堆剂量率计算中的应用研究 Application Research of Neutron Activation Code ABURN in Shutdown Dose Rate Calculation of Nuclear Installation

doi:10.12677/NST.2023.111003

Nuclear Science and Technology
Vol. 11 No. 01 ( 2023 ), Article ID: 60220 , 9 pages
10.12677/NST.2023.111003

中子活化程序ABURN在核装置停堆剂量率计算中的应用研究

赵晓泽，张竞宇^*，谭琳，肖懿鑫，王娟娟，于虓，倪王慕鸿

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华北电力大学核科学与工程学院，北京

收稿日期：2022年11月10日；录用日期：2023年1月5日；发布日期：2023年1月12日

摘要

在核装置中，活化区产生的大量中子导致装置内的材料活化严重，停堆后装置周围的放射性水平依然较强，为装置的维修维护带来了困难。分析核装置中放射性核素的活度、衰变热、光子剂量等参数是屏蔽计算中不可或缺的工作，同时精确的活化计算和停堆后的光子剂量计算，对于核装置检修和人员辐射安全也有非常重要的意义。ABURN程序是由华北电力大学核设施源项研究组自主研发的中子活化计算程序，可以进行活化计算、衰变计算、不确定性和敏感性分析、核素径迹追踪和贡献统计，可以输出多种工况下的核素原子数量、质量、活度、衰变热、γ谱等关键参数。本文基于国际上主流的停堆剂量率计算方法——严格两步法(R2S)，实现了自主化活化程序ABURN和蒙卡程序MCNP的耦合，开发了中子输运计算、材料活化计算和光子输运计算的自动耦合接口程序，进而得到核装置周围的停堆剂量率分布。本文利用ITER-T426实验装置模型进行基准验证，将ABURN程序计算结果与FISPACT程序计算结果以及实验测量结果进行了对此，结果一致性较好，表明了ABURN程序在核装置停堆剂量率计算中的可用性。

关键词

ABURN程序，中子活化计算，停堆剂量率，严格两步法

Application Research of Neutron Activation Code ABURN in Shutdown Dose Rate Calculation of Nuclear Installation

Xiaoze Zhao, Jingyu Zhang^*, Lin Tan, Yixin Xiao, Juanjuan Wang, Xiao Yu, Wangmuhong Ni

School of Nuclear Science and Engineering, North China Electric Power University, Beijing

Received: Nov. 10^th, 2022; accepted: Jan. 5^th, 2023; published: Jan. 12^th, 2023

ABSTRACT

In nuclear devices, the large number of neutrons produced by the core leads to severe activation of the materials in the device, and the radioactivity level around the device remains high after the reactor shutdown, making it difficult for the maintenance of the device. The analysis of activation problems such as activity, decay heat and photon dose of radionuclides in fusion devices is an indispensable study in shielding calculations, and accurate activation calculations and photon dose calculations after reactor shutdown are also of great importance for reactor maintenance and radiation safety of personnel. ABURN program is an activation calculation program developed by the source project team of North China Electric Power University, which uses TTA and CRAM. It can perform activation calculation, decay calculation, uncertainty and sensitivity analysis, nuclide tracing and pulse calculation, and can output key parameters such as nuclide atomic number, activity, decay heat and γ spectrum under various operating conditions. In this paper, based on the international mainstream dose rate calculation method for deactivation, the rigorous two-step method (R2S), the coupling of the autonomous activation procedure ABURN and Monte Carlo procedure MCNP is realized, and the automatic coupling interface of neutron transport calculation, material activation calculation and photon transport calculation is developed, which leads to the deactivation dose rate distribution around the nuclear device. The results of the ABURN are compared with those of the FISPACT and experimental measurements using the ITER-T426 experimental device model for benchmark validation, and the small deviations are within acceptable limits, the usability of the ABURN program in shutdown dose rate calculate of the deactivation pile is verified.

Keywords:ABURN Code, Neutron Activation Calculation, Shutdown Dose Rate, Strict Two-Step Method

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1. 引言

当中子与高能离子与物质作用时，稳定的核素可能被转化为不稳定的核素，成为衰变光子的来源。随后的衰变光子对参与维修活动的工人和远程操作的设备构成潜在的风险，因此必须对其辐照剂量进行分析，相关计算分析工作需要借助中子输运程序和中子活化程序开展。

在核装置中，源项屏蔽计算的重要环节是对放射性核素活度、衰变热、光子剂量等活化问题的分析。目前国际上对于光子活化剂量计算主要有三种方法：转换因子法 [1]、直接一步法(DIS) [2] 和严格两步法(R2S) [3] [4]。转换因子法是在ITER设计初期采用的方法，但通过该方法计算的停堆剂量率结果误差很大，难以满足工程设计的需求；直接一步法只关注材料中贡献最大的几种核素，且只能进行一次衰变计算，计算效率高但计算精度较差；严格两步法考虑全面，计算精度高但比较耗时。本文选取计算精度高的停堆剂量率计算方法——严格两步法(R2S)，实现了自主活化程序和蒙卡程序的耦合，开发了中子输运计算、材料活化计算和光子输运计算的自动耦合接口程序。本文通过对华北电力大学核设施源项研究组开发的中子活化程序(ABURN) [5] 和蒙卡程序(MCNP)的耦合测试，验证了ABURN程序在核装置停堆剂量率计算中的可行性。

2. 方法和程序

2.1. 中子活化计算方法和程序

中子活化计算在核装置停堆剂量率计算中有十分关键的作用，在给定辐射条件和材料的情况下，活化计算能够预测材料的成分、放射性活度等重要参数随时间演化特征。活化计算的核心是通过求解核素平衡方程获得各核素的原子核数目 [6]。

$\frac{d N_{i}}{d t} = \sum_{j \neq i} (λ_{i, j} + σ_{i, j} ϕ (t)) N_{j} - (λ_{i} + σ_{i} ϕ (t)) N_{i}$ (1)

其中：

N_i是t时刻核素i的原子核数目；

Φ是辐照粒子的通量，单位cm⁻²s⁻¹；

λ_i_,j是核素j衰变产生核素i的衰变常数(单位s⁻¹)，σ_i_,j是核素j核反应产生核素i的微观截面(单位cm²)，λ_i是核素i的衰变常数(单位s⁻¹)，σ_i是核素i的微观截面(单位cm²)。

华北电力大学核设施源项研究组自主开发了中子活化计算程序ABURN，它采用了基于解析求解的线性子链(TTA)高精度计算方法。ABURN程序能够计算活化产物的存量、衰变热和γ能谱，同时能对重要核素的活化/衰变反应链进行跟踪，进行径迹追踪。

2.2. R2S方法和程序

Figure 1. Flow scheme of R2S method

图1. 严格两步法(R2S)的计算流程

本文在计算停堆剂量率时，采用了国际主流的计算精度较高的严格两步法(R2S) [7] [8] [9]。该方法先进行中子输运计算，以获得几何模型上需要的多组中子通量分布，之后进行活化计算获得各个栅元的衰变光子分布。这种衰变光子的分布被用作后续光子输运计算步骤的源定义，以获得光子通量分布。最后通过光通量–剂量率转换系数来得到目标区域的停堆剂量率。

R2S方法基于以下计算步骤：I中子输运计算，得到各栅元中子通量密度；II材料活化计算，通过辐照条件及I求出的各栅元中子通量分布，求出停堆后各栅元材料的活化情况及衰变光子分布；III光子输运计算，利用II求出的衰变光子分布，求出停堆剂量率。

本文停堆剂量率计算程序系统的核心部分是蒙卡程序MCNP及活化程序ABURN，这两个程序通过所开发的自动接口程序连接起来。图1是进行停堆剂量率计算的R2S方法流程图。

首先利用MCNP计算出每个模型栅元的中子通量分布，中子输运计算所得的中子通量信息被存储在相关文件MATAL中。之后通过接口程序MC-AB将中子通量和材料组分整理，并根据辐照条件及冷却方案等，通过ABURN程序完成各个栅元的材料活化计算，得到每个栅元的衰变光子强度。接口程序AB-MC将衰变光子强度及能谱计算结果经处理后生成一个单一的衰变光子源分布文件，用于MCNP的衰变光子输运计算。

3. 计算模型

SINBAD [10] (Shielding Integral Benchmark Archive Database)数据库是一个中子学领域基于实验的基准题合集，目的是提供基准实验信息，以验证粒子输运程序和核数据。在其收录的基准题中，ITER-T426是在意大利进行的一个停堆剂量率的实验，用于检验停堆剂量率的计算方法和程序的可靠性。ITER-T426实验使用了基于氘氚聚变反应的14 MeV中子生成器FNG (Frascati Neutron Generator)产生的D-T中子来照射ITER包层及真空室的模拟装置，这个装置设计并建造在ENEA的能源中心。

ITER-T426 [11] 采用两部分实验装置，一个是中子产生器，另一个是立体层状的屏蔽材料。屏蔽组件内有一个空腔(在光束方向12厘米 × 15厘米 × 12厘米)。在ITER-T426停堆剂量率实验中，屏蔽材料主要由SS316钢和有机玻璃组成。按照该实验方案，总共照射时间为5.14 × 10⁴ s，共产生了1.95 × 10¹⁵个D-T中子。图2给出了ITER停机剂量率实验T-426模拟装置的MCNP计算模型剖面图，包含材料成分及进行结果分析的两个栅元。

Figure 2. MCNP model of ITER-T426 experimental facility

图2. ITER-T426实验装置的MCNP模型图

表1给出了整个实验过程中的源中子产生情况，表2给出了活化计算需要的材料成分。

Table 1. Irradiation conditions

表1. 辐照条件

Table 2. Shielding material composition

表2. 屏蔽材料成分

4. 计算结果分析

国际上之前普遍采用欧洲活化程序FISPACT耦合蒙卡程序MCNP进行停堆剂量率的计算，因此可以将相关结果用于本文ABURN程序的验证。

为了验证ABURN程序的活化计算能力在停堆剂量率计算中的可行性，将利用ABURN的计算结果与利用FISPACT程序的计算结果进行了比较分析。除了活化计算使用的程序不同，停堆剂量率计算过程中使用的是相同的输运程序MCNP、核数据库和ITER-T426计算模型。选取了包围模型中心剂量探测器的两个衰变光子源栅元，来进行比较计算。在空腔中心有两个探测器，栅元651为闪烁光谱仪，用于测量衰变光子能谱，栅元670为剂量率计，用于测量空腔的停堆剂量率。

图3、图4分别给出了冷却时间为2.08 h的栅元651的衰变光子能谱和栅元670的停堆剂量率。从中可以看出，MCNP-ABURN程序系统与MCNP-FISPACT程序系统的计算结果吻合较好。

Figure 3. Decay gamma energy spectrum at 2.08 h

图3. 2.08 h衰变光子能谱

图4. 2.08 h各能量区间停堆剂量率

之后分别用两种程序系统计算了冷却时间为15.2 h、25.2 h、4 d、8.20 d、12.2 d、19.3 d的栅元651的衰变光子能谱和栅元670的停堆剂量率。图5、图6给出了19.3 d的衰变光子能谱和停堆剂量率。

对比图3和图5、图4和图6可以看出，随着冷却时间从2.08 h增加到19.3 d，高能光子数量明显下降，造成衰变光子能谱和停堆剂量率存在的能量区间越来越小。从图4和图6可以看出，冷却时间到19.3 d时，MCNP-ABURN程序系统与MCNP-FISPACT程序系统的计算结果的趋势一致，但是对比图3和图5，两者的计算差别有了一定程度的增加，采用ABURN程序得到的结果比FISPACT程序的结果略低。造成差别增加的原因是实验中各个栅元的中子通量密度较小，致使两个程序在活化计算中活度贡献大的几个主要核素存量相对较少，计算光子能谱误差偏大，进而影响后续的光子输运计算，最后得到的结果也存在一定的误差。对于冷却初期，核素存量数值较大，两者的差别较小；随着冷却时间增加，核素存量数值快速下降，对于较小的核素存量数值两者计算结果的差别会比较明显，从而造成各栅元的光子能量和光子强度存在一定的差别，进而影响光子输运后得到的停堆剂量率。总体而言，采用ABURN程序和FISPACT程序的计算结果符合较好，从而初步验证了ABURN程序的准确性。

Figure 5. Decay gamma energy spectrum at 19.3 d

图5. 19.3 d衰变光子能谱

Figure 6. Shutdown dose rate for each energy interval at 19.3 d

图6. 19.3 d各能量区间停堆剂量率

图7给出了ITER-T426停堆剂量率的实验测量结果和MCNP-ABURN程序系统计算结果随时间的变化情况。计算的精确性主要依赖于中子通量和光子通量分布的计算结果，从该图中可以看出，采用ABURN程序计算结果和实验测量结果的变化趋势总体符合，经统计最大相对误差小于30%。由于ITER-T426实验数据在测量时存在9%~20%的不确定度 [12]，再考虑到MCNP程序和ABURN程序本在存在一定计算误差，故在屏蔽计算领域，对于这样偏差也是在可接受范围内，从而进一步验证了ABURN程序在停堆剂量率计算中的可用性。

Figure 7. Shutdown dose rate as a function of cooling time of ITER-T426

图7. ITER-T426停机剂量率随时间的变化

5. 结论

本文采用R2S方法，基于自主化的中子活化程序ABURN和粒子输运程序MCNP，通过开发两者的耦合接口程序，实现了核装置停堆剂量率计算功能。随后利用ITER-T426实验装置模型进行基准题验证，将ABURN程序计算结果与FISPACT程序计算结果以及实验测量结果进行了对此，整体趋势相符，偏差在可接受范围内，说明所开发的ABURN程序及与MCNP的耦合接口程序可以用于核装置停堆剂量率的计算分析。

基金项目

国家磁约束核聚变发展研究专项(2019YFE03110000，2019YFE03110003)。

文章引用

赵晓泽,张竞宇,谭琳,肖懿鑫,王娟娟,于虓,倪王慕鸿. 中子活化程序ABURN在核装置停堆剂量率计算中的应用研究
Application Research of Neutron Activation Code ABURN in Shutdown Dose Rate Calculation of Nuclear Installation[J]. 核科学与技术, 2023, 11(01): 30-38. https://doi.org/10.12677/NST.2023.111003

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NOTES

^*通讯作者。

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