核反应堆乏燃料组件核素成分精确分析方法与流程

：
1.本发明涉及核反应堆燃料后处理和临界安全分析技术领域，具体涉及一种核反应堆乏燃料组件核素成分精确分析方法。


背景技术：

2.在我国核电快速发展现状下，独立自主地发展后处理技术和能力、早日实现核燃料闭式循环目标，制作放射性同位素应用于医学领域，在辐射安全领域中进行源项防护屏蔽分析均是十分必要的,确定设计中应置信的乏燃料组件核素成分是设计的最基本的输入条件。易裂变材料在经过辐照后会产生大量中短寿命核素，这些核素在医学等领域有广泛应用，确定辐照后乏燃料组件核素成分也是前置条件。在放射性源项防护屏蔽分析时也需要先得到核素成分随时间变化的信息。因此核素成分分析的合理性和准确性决定了上述一系列用途的可靠性。
3.然而，要准确知道多种主要核素成分的含量，已有的技术存在核素种类不全、部分重要核素成分计算结果偏差较大的问题。同时，现有的燃料组件核素成分分析技术主要面向堆芯核设计过程，无法适用于后处理分析过程中必须关注的多变功率历史焚烧过程和停堆冷却衰变过程，不得不根据乏燃料组件核素成分测定实验，用后验证的方式评价其计算偏差及其不确定度，无法保障核素分析的精度和可靠性。
4.因此，针对乏燃料核素成分，研发适用可靠的精细分析技术，是我国在乏燃料后处理领域，放射性同位素生产医学领域，源项防护屏蔽分析的辐射安全领域等面临的迫在眉睫的基础性技术难题。


技术实现要素：

5.为了克服上述现有技术存在的问题，本发明的目的在于提供一种核反应堆乏燃料组件核素成分精确分析方法，针对压水堆，基于燃料组件的加工制造参数和堆芯运行给出的乏燃料组件运行历史数据，对乏燃料组件的焚烧和衰变过程进行详细数值模拟，获得精细的核素成分及其随时间的变化过程。该方法通过轴向逐层分析法分析三维乏燃料组件，在每一层，称之为栅格，都直接采用非均匀一步法的中子-光子输运与核素燃耗的高阶耦合分析技术，能分析方形和六边形的燃料组件，能分析棒状、板状、环状、套管状等形式的燃料，能分析功率水平、硼浓度、可燃毒物拔除、控制棒插入和抽出、堆外冷却等多种运行历史。
6.为了达到上述目的，本发明采取了以下计算方案予以实施：
7.一种核反应堆乏燃料组件核素成分精确分析方法，从目前最精细的核数据库出发，逐个在每一个轴向剖面上，直接进行非均匀的中子-光子耦合输运模拟，考虑粒子输运-核素燃耗的高阶耦合效应，详细模拟乏燃料组件的燃耗过程和冷却过程；具体包括如下步骤：
8.步骤1：读取核数据库，包括核反应截面数据库、核素燃耗数据库、核素的衰变数据
库、中光子数据库和中子动力学参数库；
9.步骤2：计算初始核素密度并读取乏燃料组件的制造参数，根据乏燃料组件初始富集度计算出乏燃料组件每种材料中各个核素的密度，再读取计算得到的各个核素的密度与乏燃料组件实际的几何材料和布置方式；
10.步骤3：先读取乏燃料组件每一层详细的燃耗和冷却历史数据，包括燃耗深度和冷却时间，然后根据时间点将燃耗深度和衰变时间划分为一系列燃耗步和衰变步，再读取运行过程中每个燃耗步或衰变步对应的功率水平、硼浓度、燃料温度、慢化剂温度；
11.步骤4：针对乏燃料组件的每一层，称之为一个栅格，按照步骤3中按时间点划分的燃耗步和衰变步，通过对逐个时间节点进行模拟计算，获得整个乏燃料组件中每一根燃料棒轴向每一段内的精细核素成分信息；
12.步骤5：在一个栅格的一个时间点上，直接在非均匀的精细几何结构和材料构成下，进行中子-光子耦合输运模拟，获得中子-光子在空间和能量维度上的精细分布和微观中子反应率；
13.步骤6：在一个栅格的相邻两个时间点之间，依据步骤5获得中子-光子在空间和能量维度上的精细分布，结合步骤1读取的核素燃耗数据库信息，并利用高阶燃耗方法，精准考虑粒子输运过程与核素燃耗过程之间的非线性耦合效应，定量计算每一种核素的燃耗和衰变过程。
14.步骤7：利用步骤4获得的精细的核素成分信息，根据步骤3中设置的冷却时间定量评估各衰变点核燃料存量、重核存量、裂变产物核素存量、衰变热释放速率、光子源强度、α粒子放射源强度和中子源强度。
15.本发明与现有方法相比具有如下优点：
16.(1)基于目前最精细的核数据库，可以给出目前所有已知核素在乏燃料组件中的含量。
17.(2)直接在针对三维乏燃料组件的每一层进行中子-光子耦合输运模拟和粒子输运-核素燃耗高阶耦合分析，可以给出乏燃料组件中每一根燃料棒每一段内的核素成分数据。
18.(3)直接分析乏燃料组件每一层的详细燃耗和冷却过程，可以直接与堆芯核设计与分析软件自动对接，在简化计算分析操作的条件下实现了对复杂历史过程的恢复。
19.(4)技术通用性强，要求的限制非常少，可以直接用于方形和六边形的乏燃料组件的分析，也能分析棒状、板状、环状、套管状等形式的燃料。
附图说明
20.图1为核反应堆乏燃料组件核素成分精细分析方法的计算流程图。
具体实施方式
21.下面结合附图和具体实施例对本发明作进一步详细说明：
22.本发明一种计算乏燃料组件核素成分的方法，具体步骤如下：
23.1、核反应堆乏燃料组件的核素成分分析方法，其特征在于从目前最精细的核数据库出发，逐个在每一个轴向剖面上，直接进行非均匀的中子-光子耦合输运模拟，考虑粒子
输运-核素燃耗的高阶耦合效应，详细模拟乏燃料组件的燃耗过程和冷却过程。具体包括如下步骤：
24.步骤1：读取核数据库，包括核反应截面数据库、核素燃耗数据库、核素的衰变数据库、中光子数据库和中子动力学参数库。
25.首先读取截面数据库，得到一定数目的核素的截面。
26.其次读取核素燃耗数据库，包含有多个核素的信息。读取的信息包括燃耗链、反应道分支比和裂变产额等关键参数。
27.之后读取核素的衰变数据库，包括核素的衰变常数、衰变能量等关键参数。
28.然后读取中光子数据库，包括每种核素产生中光子的能量和与其对应的产额等。
29.最后读取中子动力学参数库，读取多个核素的动力学参数，包括分组缓发中子产额、分组缓发中子衰变常数、共轭通量以及中子速率等。
30.步骤2：计算初始核素密度并读取乏燃料组件的制造参数，根据乏燃料组件初始富集度计算出乏燃料组件每种材料中各个核素的密度，再读取计算得到的各个核素的密度与乏燃料组件实际的几何材料和布置方式。
31.首先根据乏燃料组件的初始富集度和各材料中核素的体积分数可计算得到栅元中芯块、包壳、慢化剂等材料中各种核素的密度，然后根据乏燃料组件的几何材料在乏燃料组件每个栅元中按实际尺寸划分平源区，再将相应的材料放入相应的平源区，最后根据组件的布置方式在输入卡片中排列栅元让程序读取。
32.步骤3：先读取乏燃料组件每一层详细的燃耗和冷却历史数据，包括燃耗深度和冷却时间，然后根据时间点将燃耗深度和衰变时间划分为一系列燃耗步和衰变步，再读取运行过程中每个燃耗步或衰变步对应的功率水平、硼浓度、燃料温度、慢化剂温度、可燃毒物、控制棒插入情况。
33.根据实际运行过程中每个燃耗步或衰变步对应的功率水平、硼浓度、燃料温度、慢化剂温度、可燃毒物、控制棒插入情况，在计算之前设置好运行工况，划分好燃耗步和衰变步，完全模拟乏燃料组件在燃耗和冷却过程中组件的功率水平、硼浓度、燃料温度、慢化剂温度随燃耗和冷却时间的变化。根据真实的堆芯布置及运行历史，详细进行跟踪计算，模拟真实的运行环境，得到乏燃料在辐照过程中任一时间点的运行工况。
34.步骤4：针对乏燃料组件的每一层，称之为一个栅格，按照步骤3中按时间点划分的燃耗步和衰变步，通过对逐个时间节点进行模拟计算，获得整个乏燃料组件中每一根燃料棒轴向每一段内的精细核素成分信息。
35.首先在乏燃料组件每一层内均按照步骤3划分的燃耗步和衰变步，只要不是最后一个燃耗步和衰变步均进行中子-光子耦合输运模拟和燃耗衰变计算，如步骤5和步骤6所示。每个时间点通过输运燃耗计算得到组件当中每个栅元内每个平源区的一系列核素密度。燃料棒每一段距燃料底面距离的不同对核素成分的影响不同，可将轴向距离的改变转变为慢化剂温度的改变从而影响核素成分。
36.最终获得整个乏燃料组件中每一根燃料棒轴向每一段内的精细核素成分信息。
37.步骤5：在一个栅格的一个时间点上，直接在非均匀的精细几何结构和材料构成下，进行中子-光子耦合输运模拟，获得中子-光子在空间和能量维度上的精细分布和微观中子反应率。
38.可采用组件模块化特征线方法进行中子输运计算，精确描述乏燃料组件内包括非结构栅元、组件水隙等在内的非结构几何，直接求解非均匀全组件范围内的精细能群中子输运方程，保证计算精度，得到微观中子反应率。并采用双重粗网有限差分加速方法和多重迭代优化方法保证计算效率。
39.步骤6：在一个栅格的相邻两个时间点之间，依据步骤5获得中子-光子在空间和能量维度上的精细分布，结合步骤1读取的核素燃耗数据库信息，并利用高阶燃耗方法，精准考虑粒子输运过程与核素燃耗过程之间的非线性耦合效应，定量计算每一种核素的燃耗和衰变过程。
40.若是燃耗过程，根据步骤1中核素燃耗数据库中读取的信息和步骤5中得到的微观中子反应率可构建核素燃耗方程，求解原子核密度场随时间的变化规律。燃耗方程如式(1)所示：
[0041][0042]
式中：
[0043]
ni(t,r)
‑‑
时刻t位置r处第i核素原子核密度/b-1
cm-1
；
[0044]
λ
idecay
‑‑
第i核素衰变常数/s-1
；
[0045]
σ
a,i
(e)
‑‑
第i核素微观中子吸收截面/b；
[0046]
φ(t,r,e)
‑‑
时刻t位置r处中子通量密度/cm-2
s-1
；
[0047]bj,i
‑‑
第j核素衰变至第i核素的分支比；
[0048]
σ
k,i
(e)
‑‑
第k核素产生第i核素的微观中子截面/b；
[0049]fi
(t,r)
‑‑
时刻t位置r处第i核素的净迁入率/b-1
cm-1
s-1
；
[0050]
求解燃耗方程可运用预估校正法、改进的预估校正法、高阶燃耗法等。
[0051]
若是衰变过程，根据步骤1中衰变数据库中读取的信息，步骤3中读取的冷却时间和步骤4中计算的核素密度可以计算得到每经过一段冷却时间衰变后的核素密度。
[0052]
步骤7：利用精细的核素成分数据，根据步骤3中设置的冷却时间可定量评估各衰变点核燃料存量、重核存量、裂变产物核素存量、衰变热释放速率、光子源强度、α粒子放射源强度、中子源强度。
[0053]
根据步骤6中得到的核素密度和步骤2中读取的乏燃料组件的制造参数可计算得到组件每一段内每一根燃料棒内的体积从而计算出核燃料、重核以及裂变产物的存量。
[0054]
然后基于辐照后计算的核素存量、步骤1核素燃耗数据库中存放的衰变常数，可以得到每个区域每个核素的放射性活度，将辐照后每个区域中每个核素的放射性活度相加即可得到总的放射性活度。
[0055]
利用上面得到的放射性活度，与步骤1中的中光子数据库中读取的每种核素衰变一次释放的能量可求解每个区域的衰变热。
[0056]
因为中光子数据库中存放的是每种核素在每个能量点下的产额，所以为了求出某一能群的光子强度，可根据能量守恒先求出某一能群的光子产额，再通过核素在每个能群的光子产额与前面中求得的放射性活度可得到核素在每个能群的光子强度如公式(2)：
[0057]
γ
i,j
＝ai·yi,j
ꢀꢀ
公式(2)
[0058]
其中，
[0059]
γ
i,j
‑‑
核素i在第j个光子能群的光子强度/s-1
；
[0060]ai
‑‑
核素i的放射性活度；
[0061]yi,j
‑‑
核素i在第j个光子能群的光子产额；
[0062]
中子强度可分为自发裂变中子强度和(α,n)中子强度。
[0063]
利用前面求得的每个核素的放射性活度可得到自发裂变中子源的总强度如公式(3)：
[0064][0065]
式中：
[0066]nsf,i
‑‑
核素i自发裂变中子源的强度/s-1
；
[0067]
‑‑
核素i发生重核衰变时自发裂变所占比例；
[0068]
‑‑
核素i平均每次裂变产生的中子数；
[0069]
在(α,n)反应中可先计算出α粒子放射源强度，再计算不同能量的α粒子通过(α,n)反应释放的中子，最后得到(α,n)反应的中子源强度。
[0070]
每一个核素的α粒子放射源强度可以由前面求得的每个核素的放射性活度和中光子数据库中读取的α粒子产额计算得到，如公式(4):
[0071]
γ
i,α
＝ai·yi,α
ꢀꢀ
公式(4)
[0072]
γ
i,α
‑‑
核素i的α粒子放射源强度/s-1
；
[0073]yi,α
‑‑
核素i的α粒子产额；
[0074]
当一个入射能量为e
α
的α粒子在靶核k中发生(α,n)反应的中子产额可求，如公式(5)：
[0075][0076]
式中：
[0077]
nk‑‑
靶核k的原子核密度/10-24
cm-3
；
[0078]eα
‑‑
入射α粒子的能量/ev；
[0079]
σ
k(α,n)
(e)
‑‑
靶核k的(α,n)反应道截面/barn；
[0080]
sk(e)
‑‑
在靶核k的阻止本领/j.m-1
；
[0081]
在求得一个入射能量为e
α
的α粒子在靶核k中发生(α,n)反应的中子产额后结合前面中得到的放射性活度可以得到核素i总的(α,n)中子强度，如公式(6)：
[0082][0083]
‑‑
核素i产生的入射能量为e
α
的α粒子在靶核k中发生(α,n)反应的(α,n)中子强度/s-1
；
[0084]
‑‑
每个能量为e
α
的α粒子对应产额；
[0085]
所有核素总的(α,n)中子强度也可计算得到，如公式(7)：
[0086]