聚变堆水冷回路中多物相活化腐蚀产物计算分析

• 作者: 张竞宇 郭庆洋 陈义学
• 来源期刊: 核技术
• 学科: 工学
• 关键词: 活化腐蚀产物 四物相三节点模型 ITER CATE V3.0 剂量率
• 年，卷（期）: 2019,（6）
• 所属期刊栏目: 核能科学与工程
• 页码范围: 71-78
• 页数: 8页
• 分类号: TL929
• 语种: 中文
• DOI: 10.11889/j.0253-3219.2019.hjs.42.060602

摘要

聚变堆水冷回路中结构材料与冷却剂接触后产生的腐蚀产物随冷却剂流经堆芯辐照区时,极易被中子活化,活化后的腐蚀产物形成一个辐射场,在反应堆维护及检修过程中会对工作人员产生较大的职业照射剂量.在活化腐蚀产物源项分析程序CATE V2.1的基础上,对计算模型进行改进,开发出基于四物相三节点模型的活化腐蚀产物源项分析程序CATE V3.0,全面考虑了活化腐蚀产物的多种物质形态(氧化层、沉积层、离子、颗粒)在水冷回路中的主要行为,从而可以更加准确地评估活化腐蚀产物导致的迁移源项.使用活化腐蚀产物源项程序CATE V3.0对国际热核聚变实验堆(International Thermonuclear Experimental Reactor,ITER)的偏滤器水冷回路进行建模仿真,计算得到了活化腐蚀产物的成分和放射性活度在偏滤器水冷回路中的分布以及随时间的变化规律,并将CATE V3.0模拟得到的放射性活度通过点核积分程序计算出反应堆正常运行1.2 a的剂量率.结果表明:辐照区的放射性活度主要来自氧化层,非辐照区的放射性活度主要来自沉积层;在反应堆运行期间,放射性活度主要来自短寿命核素64Cu和60Com,但剂量率主要来自长寿命核素58Co和60Co;停堆后,短寿命核素会迅速衰变消失,长寿命核素成为水冷回路中的放射性活度和剂量率主要贡献者.

作者信息

序号	姓名	单位	发文数	被引次数	H指数	G指数
1	陈义学	华北电力大学核科学与工程学院	97	224	7.0	9.0
2	张竞宇	华北电力大学核科学与工程学院	13	15	2.0	3.0
3	郭庆洋	华北电力大学核科学与工程学院	5	3	1.0	1.0