高通量堆

世界上已有高中子通量反應堆，中國也早已成功地建造了這種堆型。該堆的主要用途是燃料元件輻照試驗、材料輻照試驗、單晶硅中子嬗變摻雜研究和製備、高比活度放射性同位素（如⁶⁰Co）的生產、卸料元件輻射源的利用等。

高通量堆是堆型中要求有高中子通量，因為反應堆是用中子轟擊放入堆中的試驗品（靶）來研究核反應。一般的核反應受反應截面影響（中子俘獲截面、裂變截面等，指的是發生該核反應的概率）。反應截面都很小，一般是10^－20平方米。核反應速率還與單位時間內吸收的中子數成正比，因此，要想在短時間內做完一次實驗，反應堆中子通量越高越好。國內最大的是中子注量率為10¹⁵中子/釐米²·秒的反應堆，快中子增殖堆通量也很大。它不需要慢化劑，中子損失很小，除了維持鏈式反應，剩餘的中子都用來生產²³⁹Pu。

高通量堆具有較高的熱中子注量率，可以在較短時間內實現高產量 NTD 硅。反應堆單晶硅摻雜是通過利用區熔單晶硅中的天然同位素

經過反應堆中子輻照後產生

的 N 型半導體。反應堆輻照孔道內中子輻照材料過程中，單晶硅其它同位素及相關結構材料成分如金屬靶桶被活化後，產生較強的 γ放射性。活化源項對反應堆堆廳的屏蔽及操作人員的管理造成影響，特別是被廢棄的靶桶等結構材料成為放射性的主要廢物。NTD 硅轉運過程中，單晶硅及靶桶除了有水槽及保存水池通道水屏蔽外，堆廳周圍的普通混凝土牆，人員透視窗玻璃以及鐵門可以確保單晶硅出堆後輻射屏蔽。通過對反應堆單晶硅輻照系統相關結構材料進行活化劑量計算分析研究可以減少反應堆單晶硅輻照生產及轉運的人員的輻照劑量，還能有效評估材料輻照生產任務的輻射屏蔽要求。並且通過活化計算分析來對結構材料的優化可以減少放射性廢物的產生。

基於材料的輻照參數，採用 ORIG-EN2 計算了單晶硅輻照後 γ 放射性源項，結合MCNP5 程序估算了無屏蔽條件下的劑量率與保守條件下的劑量率隨時間的衰減變化，估算了堆廳輻射控制區的屏蔽厚度的設計要求，該計算結果可為單晶硅輻照轉運操作人員的輻射防護提供數據參考及建議。

單晶硅在反應堆堆芯輻照孔道受中子輻照，產生的 γ 放射性核素濃度隨輻照時間變化的方程如下:

式中:ε 換算係數取決於光子能量，可參考ICRP74 空氣比釋動能率到周圍劑量當量率轉換因子。A 為放射性活度;L 為放射源與計算目標的距離;Г δ 為空氣比釋動能率常數;λ i為活化後第 i 種 γ 核素的衰變常數;t 為衰變時間。

材料輻照後活化劑量計算主要是採用ORIGEN2 和 MCNP5 程序。ORIGEN2 程序為點燃耗程序，適合用於輻照材料的活化計算，特點是具有完整的核反應類型及衰變鏈 [5] 。採用 ORIGEN 基於輻照參數可計算材料輻照活化後產生的 γ 放射性核素的活度及光子產額。MCNP 利用 ORIGEN 的源項結果對堆廳屏蔽層厚度要求進行估算。同時通過 MCNP 計算活化產物中 γ 放射性核素的比釋動能率常數及已知各核素衰變常數推算出材料出堆過程中的無屏蔽條件下劑量衰減。計算過程如圖1所示。

考慮到 NTD 硅生產對堆芯反應性的擾動，反應堆運行規定單晶硅單次入堆最大質量為12 kg。為了保守計算，以單晶硅質量為 12 kg、鋁桶質量0.5 kg、孔道中子通量

且輻照時間足夠長(3 h)條件下分別計算靶桶和單晶硅輻照後主要放射性核素初始活度大小如圖2所示。圖2可以看出 NTD 硅及靶桶輻照後初始活度可達到

，且靶桶活化產物中的 γ 放射性核素種類比 NTD 硅活化產物多，其中還含有部分長壽命放射性核素 如

、

等。

圖3分別計算靶桶與單晶硅輻照後主要放射性核素活度及劑量率隨時間的衰減變化。圖3中可以看出材料活化產物中含有不同壽命的 γ放射性核素，且活化產物活度與劑量當量率在1 h 之內衰減較快，在1 星期後總活度與劑量當量率變化較為平穩。NTD 硅在 1 星期內可以衰減到安全劑量率水平，同樣的時間靶桶的劑量當量率大於 2． 5 μSv/h，這是在距離 1 m 的點源情況下的求解。考慮到距離平方反比近似規律，近距離接觸劑量當量率數值更高。若靶桶短時間內反覆使用，操作人員在近距離進行單晶硅裝桶過程中接受的外照射累積劑量較高。

表 3 計算了不同尺寸單晶硅及靶桶在出堆期間最大空氣比釋動能率與堆廳電離室監測值進行對比。計算過程中考慮了單晶硅從堆芯標高提升到堆廳過程的劑量衰減，以及出堆後NTD 硅系統與堆廳混凝土牆位置的電離室的實際距離。設定單晶硅出堆時間為3 min，源距為 4 m。從表 3 可知:計算值普遍大於堆廳劑量率監測值且相差不大，表明計算結果較為保守。反應堆運行期間輻照孔道的中子通量大小、中子能譜的波動及材料雜質引起的成分比例的偏差都會導致物理參數存在一定的不確定度，使得計算值跟測量值存在一定偏差。

NTD 硅系統活化後產生較強的伽馬放射性對堆廳產生較大的周圍劑量當量，堆廳屏蔽層是作為單晶硅輻照轉運輻射安全的重要防護措施。圖4為材料輻照後出堆的光子產額。圖4可知:γ 能量主要分佈在 1． 25 ～2． 25 MeV 之間。已知材料活化產生的 γ 能量分佈可以估算堆廳及水池屏蔽層厚度。

以混凝土牆表面最大劑量當量率不超過

μSv/h，根據 GB18871 － 2002 要求，水池工藝間為控制 I 區其劑量率要求不高於 075μSv/h，單晶硅輻照操作間為監督區其劑量率要求不高於 0.25 μSv/h 。相應屏蔽層主要有普通混凝土牆、鐵門通道、水池水屏蔽及鉛玻璃透視窗。採用不同方法對屏蔽層的厚度進行估算如表 4 所示。計算過程中未考慮 NTD 硅轉運的空間距離衰減、材料自吸收作用及堆廳屏蔽層空間佈置的相對陰影屏蔽因素等影響。從表 4 可知:相比於1 /2值層法及衰減倍數法估算方法，MCNP5 計算與點核積分法結果較為接近，四種方法計算結果都小於實際厚度值，實際的屏蔽厚度設計有一定的餘量。

基於採用 ORIGEN2 程序計算的單晶硅輻照後 γ 放射性核素活度結合 MCNP5 計算的相應 γ 放射性核素的比釋動能率常數，分析了單晶硅及靶桶在反應堆中子輻照後的不同活化核素的劑量率以及採用不同計算方法估算堆廳隔離屏蔽層的最優屏蔽厚度。結合計算分析提出以下建議:(1)源項劑量計算跟實際監測的對比驗證及堆廳屏蔽層估算結果表明計算方法可以用於反應堆 NTD 硅系統的輻射防護評估; (2)反應堆 NTD 硅系統靶桶的材料中應該減少雜質如鉻、鐵等核素，儘量考慮活化產物壽命較短的元素; (3)NTD 硅系統活化劑量計算還應該考慮反應堆運行期間控制棒的反應性補償、單晶硅入堆後中子通量變化等因素對單晶硅輻照孔道的能譜分佈及中子注量率大小影響，可通過 MCNP 對各種堆芯情況進行孔道能譜計算歸併求得活化核素的平均截面來修改ORIGNE 程序羣截面。 ^[1]