核电站新型硼浓度探测装置屏蔽设计

盘世标　杨永木　牛江

（中国核动力研究设计院反应堆物理与屏蔽研究实验室 四川成都　610041）

核电站新型硼浓度探测装置屏蔽设计

盘世标杨永木牛江

（中国核动力研究设计院反应堆物理与屏蔽研究实验室 四川成都610041）

为了满足核电站新型硼浓度探测装置的中子探测效率和辐射防护要求，采用蒙特卡罗程序建立物理模型，模拟中子源在辐射场中的输运。对计算模型进行评估改进得到最优化屏蔽方案，为探测装置的设计提供依据。并将模拟计算结果与实测数据做比较，两者吻合较好，满足探测装置表面的最大剂量要求。

硼浓度计；屏蔽计算；探测装置

1　引言

硼酸溶液是一种中子吸收能力很强的可溶毒物，轻水堆中通常将硼酸溶解在冷却剂内补偿剩余反应性，减少反应堆内控制棒的使用，简化堆芯设计。为了监测冷却剂中硼浓度的变化，必须在一回路系统中加装硼浓度探测装置。根据某核电厂工程2号机组《硼浓度计规范书》的要求，新型硼浓度探测装置直接安装在核电站一回路的化容系统的下泄流管道上，与当前主流在役应用的硼表原理与技术不一致，对测量原理、一次装置的屏蔽、中子源的强度及探测器的灵敏度等都需要通过试验进行验证。本文采用蒙特卡罗程序建立物理模型，对硼浓度探测装置中子源的选择、屏蔽等问题进行模拟计算，为探测装置的设计提供依据。

2　核电站新型硼浓度探测装置简介

2.1硼浓度探测装置的原理

硼浓度探测装置由中子源、中子探测器、温度传感器和聚乙烯材料屏蔽体等组成。其监测原理是利用反应堆冷却剂中的10B吸收中子来测定反应堆冷却剂中的硼浓度，冷却剂中硼浓度越高，探测器测到的中子数就越少，对探测器测出的脉冲计数率进行处理，从而给出反应堆冷却剂中的硼浓度。

2.2新型硼浓度探测装置的特点

新型硼浓度探测装置改进并简化了核电站的核取样系统，将中子源和探测器对称悬挂在厚壁化容管道上进行在线测量，提高了其运行安全性，实现了对主回路硼浓度变化的在线实时监测。这一改进对硼浓度计探测装置带来了诸如中子源强的选择、屏蔽、探测器类型及灵敏度的选择等许多复杂的问题；考虑到中子在厚壁化容管道上的散射、在含硼冷却剂中的慢化、吸收后在厚壁化容管道上另一侧的再次吸收等一系列复杂物理过程，为了既保证探测器计数管的探测效率，又满足中子源在周围环境产生的辐射剂量限值的要求，应恰当选取不同的屏蔽材料及厚度，尽可能减轻厚壁化容管道的承重，保证整个探测装置对化容系统管道载荷的作用在安全范围内（如图1）。

3　 MCNP程序的特点

MCNP是一个大型多功能通用蒙特卡罗程序，具有很强的几何描述能力，可以处理任意三维材料结构的粒子输运问题，截面数据齐全，可用于计算中子、光子、中子-光子耦合以及光子-电子耦合的输运问题，也可计算临界系统（包括次临界及超临界）的本征值问题。MCNP是一种非确定性方法，不需要解输运方程，而是通过跟踪模拟大量粒子行为并进行抽样记录得到解。

图1　新型硼浓度计探测装置示意图

4　计算模型

4.1点探测器抽样理论

屏蔽体外围是空气，粒子发生散射的几率很小，不适合用栅元计数和表面计数，只能采用点探测器进行模拟，点探测器是对空间某一点处通量的确定性估值。

假设p（μ，φ）dΩ表示在方向（μ，φ）上立体角dΩ内生成的粒子和被散射进来的粒子的总概率，φ为方位角，μ为粒子入射方向与碰撞点到探测器方向夹角的余弦值cosθ。假设dΩ内生成的粒子和被散射进来的粒子没有经历再碰撞直接到达探测器，碰撞点到探测器的距离为R，则有：

在球面球面坐标系中：

将（2）、（3）代入（1），得到沿（μ，φ）方向到达探测器的通量：

在MCNP中，标准源的散射分布一般沿方位角对称，φ在区间（0，2π）上均匀抽样，积分得到角分布函数p（μ）：

考虑粒子权重W后，得到沿（μ，φ）方向到达探测器的通量为：

如果碰撞点离探测器距离很近，R趋于0，通量趋于无穷大，这样的抽样技术是有效和无偏的，但是收敛太慢也与实际不符。为了避免这种情形，假想一个球面包围点探测器，球面半径为R0。如果R0＜R，则通量用假想球面内的平均通量值代替：

4.2源描述

本装置采用的中子源为238Pu-Be源，半衰期86.4年，中子产额6.6×106n/s，中子平均能量为5.0MeV。根据同位素中子源的特点，源描述采用通用源SDEF卡，用ERG=D1分布给出源的能谱分布概率。MCNP中，无论是采用标准源还是用户提供源子程序，都假设碰撞是各向同性的，对角分布函数p（μ）积分得：

4.3探测装置的几何结构

栅元用于描述探测装置的几何结构，通常按功能及材料将探测装置划分成不同栅元，然后在各栅元中填充相应材料的化学成分，并对各栅元的重要性逐一进行描述。

同位素中子源接近于点源，以点源为坐标原点建立坐标系，依次对探测装置的不同组成部分划分栅元。MCNP输出的几何结构如图2所示，左边是XZ平面剖面图，右边是ZY平面剖面图。在XZ平面剖面图纵轴方向为Z轴，横轴方向为X轴，最顶端的圆柱体空腔为源，化溶管道和探测器是平行于Y轴的两个圆柱体。整个探测装置填充聚乙烯屏蔽材料，用红颜色表示，外围是不锈钢包壳，最外层是一个球壳，用于限制中子和光子的跟踪范围，当粒子跑出这个区域就不再进行跟踪计算。

图2　 MCNP输出的几何结构

4.4计数卡设置

采用点探测器F5卡及剂量转换卡Den，在聚乙烯屏蔽体的6个外立面中心处设置点探测器。只要在最大剂量位置满足了屏蔽设计要求，其他位置也满足要求，点探测器卡的格式：

式中：n表示探测器记数类型号，选择F5卡对点探测器处的通量进行跟踪；p1为选择跟踪粒子的类型，选择n，p则同时进行跟踪中子和光子；X，Y，Z：探测点几何坐标。R0就是（7）式中的假想球面半径，也称为探测点处邻域球半径，R0的选择一般根据经验值来确定。

将参加反应的中子从热中子到快中子分成13个能量段，即：0.5e-06、10e-03、0.5、1、2、3、4、5、6、7、8、9、10（单位MeV），结合通量—剂量率转换因子及质量因数[1]（见表1）。分别计算聚乙烯屏蔽体6个外立面中心处的中子及γ剂量分布曲线，积分得到所求的中子及γ剂量概率分布值。

表1　通量-剂量率转换因子及质量因数

5　数据处理

5.1中子剂量分布

根据MCNP计算输出文件，屏蔽体6个外立面处的中子剂量分布计算结果如表2。

表2　中子剂量分布计算值

对应的中子剂量概率分布曲线如图3所示。

图3　中子剂量分布

5.2 γ剂量分布

根据MCNP计算输出文件，屏蔽体6个外立面中心处的光子剂量分布计算结果如下：应的光子剂量概率分布曲线如图4所示。

5.3结果比较

分别将中子和光子剂量概率分布曲线积分，乘上源强得到屏蔽体6个外立面中心处的中子和光子剂量值。为了较核理论计算，在相同尺寸和材料的探测装置上，测量了屏蔽体各方向外立面上的中子和γ剂量值，并将MCNP模拟计算的结果跟实测值进行比较，中子剂量计算值与γ剂量计算值都与实验值符合较好。

图4　

6　结论

模拟计算和实验测量表明，新型硼浓度探测装置的屏蔽设计方案满足《硼浓度计规范书》规定的探测器表面最大剂量限值要求：n<500μSv/h，γ<35μSv/h。探测装置的尺寸、重量及各项技术指标满足订货合同要求。目前，现该项目已通过验收，并处于安装调试阶段。

[1]RSICC COMPUTER CODE COLLECTION MCNP4C[M].Los Alamo National，Laboratory，1997.3，LosAlamos，New Mexico.s

[2]N.M.谢佛.核反应堆屏蔽工程学[M].原子能出版社，1983.

[3]塞欧盖尔.反应堆屏蔽设计手册[M].中国工业出版社，1962.

TL375.5

A

1673-0038（2015）20-0138-03

2015-4-26

盘世标（1978-），男，助理研究员，硕士学位，2006年毕业于四川大学，粒子物理与原子核物理专业，主要从事反应堆物理与屏蔽方面的研究工作。