高中子通量反应堆，简称高通量堆。指中子注量率高于10中子/厘米·秒的反应堆。采用高浓U作为核燃料，水作为慢化剂和冷却剂，铍作为中子反射层。

简称

高通量堆

所属领域

电力术语

高通量堆用途

世界上已有高中子通量反应堆，中国也早已成功地建造了这种堆型。该堆的主要用途是燃料元件辐照试验、材料辐照试验、单晶硅中子嬗变掺杂研究和制备、高比活度放射性同位素（如

）的生产、卸料元件辐射源的利用等。

技术要求

高通量堆是堆型中要求有高中子通量，因为反应堆是用中子轰击放入堆中的试验品（靶）来研究核反应。一般的核反应受反应截面影响（中子俘获截面、裂变截面等，指的是发生该核反应的概率）。反应截面都很小，一般是10 平方米。核反应速率还与单位时间内吸收的中子数成正比，因此，要想在短时间内做完一次实验，反应堆中子通量越高越好。国内最大的是中子注量率为10 中子/厘米 ·秒的反应堆，快中子增殖堆通量也很大。它不需要慢化剂，中子损失很小，除了维持链式反应，剩余的中子都用来生产

。

高通量堆 NTD 硅系统活化剂量计算

高通量堆具有较高的热中子注量率，可以在较短时间内实现高产量 NTD 硅。反应堆单晶硅掺杂是通过利用区熔单晶硅中的天然同位素

经过反应堆中子辐照后产生

的 N 型半导体。反应堆辐照孔道内中子辐照材料过程中，单晶硅其它同位素及相关结构材料成分如金属靶桶被活化后，产生较强的

放射性。活化源项对反应堆堆厅的屏蔽及操作人员的管理造成影响，特别是被废弃的靶桶等结构材料成为放射性的主要废物。NTD 硅转运过程中，单晶硅及靶桶除了有水槽及保存水池通道水屏蔽外，堆厅周围的普通混凝土墙，人员透视窗玻璃以及铁门可以确保单晶硅出堆后辐射屏蔽。通过对反应堆单晶硅辐照系统相关结构材料进行活化剂量计算分析研究可以减少反应堆单晶硅辐照生产及转运的人员的辐照剂量，还能有效评估材料辐照生产任务的辐射屏蔽要求。并且通过活化计算分析来对结构材料的优化可以减少放射性废物的产生。

基于材料的辐照参数，采用

计算了单晶硅辐照后 γ 放射性源项，结合

程序估算了无屏蔽条件下的剂量率与保守条件下的剂量率随时间的衰减变化，估算了堆厅辐射控制区的屏蔽厚度的设计要求，该计算结果可为单晶硅辐照转运操作人员的辐射防护提供数据参考及建议。计算方法及物理参数选择

单晶硅在反应堆堆芯辐照孔道受中子辐照，产生的 γ放射性核素浓度随辐照时间变化的方程如下:

式（1）

式（2）

表1

表2

式中:ε 换算系数取决于光子能量，可参考ICRP74 空气比释动能率到周围剂量当量率转换因子。A 为放射性活度;L 为放射源与计算目标的距离;

为空气比释动能率常数;

为活化后第 i 种 γ 核素的衰变常数;t 为衰变时间。

材料辐照后活化剂量计算主要是采用ORIGEN2 和 MCNP5 程序。ORIGEN2 程序为点燃耗程序，适合用于辐照材料的活化计算，特点是具有完整的核反应类型及衰变链。采用 ORIGEN 基于辐照参数可计算材料辐照活化后产生的 γ 放射性核素的活度及光子产额。MCNP 利用 ORIGEN 的源项结果对堆厅屏蔽层厚度要求进行估算。同时通过 MCNP 计算活化产物中 γ 放射性核素的比释动能率常数及已知各核素衰变常数推算出材料出堆过程中的无屏蔽条件下剂量衰减。计算过程如图 1 所示。

图1

公式（3）

计算结果与讨论

活化源项分析

考虑到 NTD 硅生产对堆芯反应性的扰动，反应堆运行规定单晶硅单次入堆最大质量为12 kg。为了保守计算，以单晶硅质量为 12 kg、铝桶质量0.5 kg、孔道中子通量

且辐照时间足够长(3 h)条件下分别计算靶桶和单晶硅辐照后主要放射性核素初始活度大小如图 2 所示。图 2 可以看出 NTD 硅及靶桶辐照后初始活度可达到

，且靶桶活化产物中的 γ 放射性核素种类比 NTD 硅活化产物多，其中还含有部分长寿命放射性核素 如

、

等。

图2

图 3 分别计算靶桶与单晶硅辐照后主要放射性核素活度及剂量率随时间的衰减变化。图中可以看出材料活化产物中含有不同寿命的 γ放射性核素，且活化产物活度与剂量当量率在1 h 之内衰减较快，在1 星期后总活度与剂量当量率变化较为平稳。NTD 硅在 1 星期内可以衰减到安全剂量率水平，同样的时间靶桶的剂量当量率大于

，这是在距离 1 m 的点源情况下的求解。考虑到距离平方反比近似规律，近距离接触剂量当量率数值更高。若靶桶短时间内反复使用，操作人员在近距离进行单晶硅装桶过程中接受的外照射累积剂量较高。

图3

与实际监测对比

表 3 计算了不同尺寸单晶硅及靶桶在出堆期间最大空气比释动能率与堆厅电离室监测值进行对比。计算过程中考虑了单晶硅从堆芯标高提升到堆厅过程的剂量衰减，以及出堆后NTD 硅系统与堆厅混凝土墙位置的电离室的实际距离。设定单晶硅出堆时间为3 min，源距为 4 m。从表 3 可知：计算值普遍大于堆厅剂量率监测值且相差不大，表明计算结果较为保守。反应堆运行期间辐照孔道的中子通量大小、中子能谱的波动及材料杂质引起的成分比例的偏差都会导致物理参数存在一定的不确定度，使得计算值跟测量值存在一定偏差。

表3

活化剂量屏蔽估算

NTD 硅系统活化后产生较强的伽马放射性对堆厅产生较大的周围剂量当量，堆厅屏蔽层是作为单晶硅辐照转运辐射安全的重要防护措施。图 4 为材料辐照后出堆的光子产额。图4 可知:γ 能量主要分布在

之间。已知材料活化产生的 γ 能量分布可以估算堆厅及水池屏蔽层厚度。

图4

表4

以混凝土墙表面最大剂量当量率不超过

，根据 GB18871 － 2002 要求，水池工艺间为控制 I 区其剂量率要求不高于

，单晶硅辐照操作间为监督区其剂量率要求不高于

。相应屏蔽层主要有普通混凝土墙、铁门通道、水池水屏蔽及铅玻璃透视窗。采用不同方法对屏蔽层的厚度进行估算如表 4 所示。计算过程中未考虑 NTD 硅转运的空间距离衰减、材料自吸收作用及堆厅屏蔽层空间布置的相对阴影屏蔽因素等影响。从表 4 可知：相比于

值层法及衰减倍数法估算方法，MCNP5 计算与点核积分法结果较为接近，四种方法计算结果都小于实际厚度值，实际的屏蔽厚度设计有一定的余量。结论

基于采用 ORIGEN2 程序计算的单晶硅辐照后 γ 放射性核素活度结合 MCNP5 计算的相应 γ 放射性核素的比释动能率常数，分析了单晶硅及靶桶在反应堆中子辐照后的不同活化核素的剂量率以及采用不同计算方法估算堆厅隔离屏蔽层的最优屏蔽厚度。结合计算分析提出以下建议:(1)源项剂量计算跟实际监测的对比验证及堆厅屏蔽层估算结果表明计算方法可以用于反应堆 NTD 硅系统的辐射防护评估; (2)反应堆 NTD 硅系统靶桶的材料中应该减少杂质如铬、铁等核素，尽量考虑活化产物寿命较短的元素; (3)NTD 硅系统活化剂量计算还应该考虑反应堆运行期间控制棒的反应性补偿、单晶硅入堆后中子通量变化等因素对单晶硅辐照孔道的能谱分布及中子注量率大小影响，可通过 MCNP 对各种堆芯情况进行孔道能谱计算归并求得活化核素的平均截面来修改ORIGNE 程序群截面。