（高清版）GBT 43062-2023 核能反應堆壓力容器和堆內構件中子注量和原子離位次數（dpa）的確定

核能反應堆壓力容器和堆內構件中子注量和原子離位次數(dpa)的確定2023-09-07發(fā)布國家市場監(jiān)督管理總局國家標準化管理委員會IGB/T43062—2023前言 Ⅲ引言 12規(guī)范性引用文件 13術語和定義 14輸運理論計算模型 24.1總則 24.1.1輸出要求 24.1.2固定源的輸運計算方法 34.2輸運計算 34.2.1數據輸入 34.2.2離散縱標法(SN) 34.2.3蒙特卡洛輸運方法 44.2.4共軛注量計算 44.3中子注量計算值的驗證 44.4計算不確定度的確定 45反應堆壓力容器中子劑量測定 55.1總則 55.2反應堆壓力容器中子計量評價的一般要求 55.3穩(wěn)定產物中子劑量計 55.4劑量計響應參數 65.5標準中子場中的不確定度估算和測量驗證 66計算與測量的比較 66.1總則 66.2計算活度與測量的傳感器活度的直接比較 66.3計算的反應率與測量的平均滿功率反應率的比較 66.4使用最小二乘平差法計算與測量的比較 67最佳估算注量的確定 78dpa和氣體產生的計算方法 7 78.2原子離位次數(dpa) 78.3氣體生成 7參考文獻 9ⅢGB/T43062—2023本文件按照GB/T1.1—2020《標準化工作導則第1部分：標準化文件的結構和起草規(guī)則》的規(guī)定本文件修改采用ISO19226:2017《核能反應堆壓力容器和堆內構件中子注量和原子離位次數本文件與ISO19226:2017相比做了下述結構調整：——第8章增加了8.1以避免懸置段出現(xiàn)，8.2對應ISO19226:2017中的8.1,8.3對應ISO19226:2017中的8.2。本文件與ISO19226:2017的技術差異及其原因如下：——用規(guī)范性引用的GB/T4960.2替換了ANSI/ANS19.10和ASTME170-16a(見第2章),以適應我國的技術條件，增加可操作性。本文件做了下列編輯性改動：——調整了范圍中注釋部分內容置于本章末尾表述；——增加了“中國CENDL”“俄羅斯BROND”兩類核數據庫的列舉說明(見4.2.1),以提高舉例說明的完整性；——增加了參考文獻ANSI/ANS19.10和ASTME170-16a(見參考文獻[1]和[2]);——刪除了參考文獻[1]～[6]、[21]～[29](見ISO19226:2017中的參考文獻)。請注意本文件中的某些內容可能涉及專利。本文件的發(fā)布機構不承擔識別專利的責任。本文件由全國核能標準化技術委員會(SAC/TC58)提出并歸口。程研究設計院有限公司、中國核動力研究設計院、中國核能電力股份有限公司、中國核電工程有限公司。本文件旨在下列情況時使用。a)涉及用于預測反應堆壓力容器和堆內構件輻照損傷的受照參數的確定。受照參數可為中子注量和(或)原子離位次數(dpa)。b)涉及受中子輻照反應堆壓力容器和堆內構件材料特性的確定。c)涉及監(jiān)管機構的許可證審批程序，如編制監(jiān)管指南，編制分析有關受中子輻照的壓力容器和反應堆堆內構件完整性和材料特性的報告。1核能反應堆壓力容器和堆內構件中子注量和原子離位次數(dpa)的確定1范圍本文件規(guī)定了一種基于給定的堆芯中子源下反應堆堆芯與安全殼之間構件的輻照量的評估流程。輻照量可用中子注量、原子離位次數(dpa)或氦核素產生來表示。輻照的評價視情況可采用中子注量率的計算或壓力容器內和堆腔內的劑量計的測量值。本文件適用于壓水反應堆(PWRs)、沸水反應堆(BWRs)和加壓重水反應堆(PHWRs)等不同堆型的反應堆壓力容器和堆內構件中子注量和原子離位次數(dpa)的確定。本文件還確立了一種用于評估反應堆壓力容器和PWRs、BWRs、PHWRs堆內構件中子損傷特性的流程。損傷主要是指由于與中子碰撞引起的原子離位次數直接損傷，以及由于氣體產生而引起的間接損傷。這兩種損傷的程度都強烈依賴于中子能譜。因此，對于給定的中子注量和中子能譜，總累積原子離位次數數值的計算是用于反應堆壽期管理的一項重要數據。2規(guī)范性引用文件下列文件中的內容通過文中的規(guī)范性引用而構成本文件必不可少的條款。其中，注日期的引用文件，僅該日期對應的版本適用于本文件；不注日期的引用文件，其最新版本(包括所有的修改單)適用于本文件。GB/T4960.2核科學技術術語裂變反應堆3術語和定義GB/T4960.2界定的以及下列術語和定義適用于本文件。測量值/計算值的精確度accuracyofameasured/calculatedvalue測量值/計算值與真實值之間的差異，通常是由于測量或計算過程引起的系統(tǒng)誤差?；鶞蕦嶒瀊enchmarkexperiment一組明確定義的物理實驗，其結果經判斷足夠準確，可用作計算參考點。最佳估算中子注量best-estimateneutronfluence基于所有可用測量、計算結果以及基于偏差估算，最小二乘分析和工程判斷調整得到的最精確中子計算方法calculationalmethodology2代碼基準驗證codebenchmark與先前根據試驗驗證的另一個程序代碼結果進行的比較。連續(xù)能量截面數據continuous-energycross-sectiondata在能量范圍密集點上的截面數據。劑量計的核反應dosimeterreaction原子離位次數displacementsperatom;dpa最小二乘平差法least-squaresadjustmentprocedure根據中子輸運計算結果和劑量測量結果，利用差異最小化來提供注量最佳估算值的一種測算方法。多群截面數據multigroupcross-sectiondata通過使用指定的加權函數對離散能量區(qū)間的連續(xù)能量截面數據進行平均確定的可保持反應率守恒中子注量率的時間積分(即時間積分中子注量),以中子每平方厘米表示。測量或計算物理值的分布標準偏差(如果可從一組重復測量或計算中獲得)。求解方差solutionvariance對蒙特卡洛輸運求解時由于有限粒子歷史數量導致的統(tǒng)計方差的度量。4輸運理論計算模型4.1總則輸運計算需要能夠準確地確定中子注量率或注量分布及其他響應參數，例如反應率或dpa,以此分3GB/T43062—2023本文件計算方法主要用于確定反應堆壓力容器材料輻照脆化的中子注量。中子注量值(E>1.0MeV)(代表能量高于1.0MeV的快中子注量)常被選為確定反應堆壓力容器材料輻照脆化的受照參數，本文件的流程適用范圍擴大至0.1MeV以上的注量，以及低于0.625eV的熱中子注量。計算的參數將采用如下方法確定：——直接使用結果：設計或與測量結果比較(分別表示包絡或最佳估算結果);——結合特定的響應函數：能量大于1.0MeV的中子注量率，能量大于0.1Me量小于0.625eV的熱中子注量率，dpa/s,劑量計反應率；注：中子注量上限或下限的數值取值依據應用情況而定?！P注位置的參數：對應空間網格細度。本文件建議的實踐中，使用堆芯物理計算結果得出整個堆芯源分布，通過執(zhí)行多維輸運理論計本文件使用基于輸運理論的程序來確定多群三維注量率分布，并通過響應函數或截面來評估劑量計材料的反應率或dpa特性。輸運理論計算宜使用確定性離散縱標法(SN)或統(tǒng)計性蒙特卡洛輸運方法進行，分別如4.2.2和4.2.3所述。若已驗證為基準方法的一部分，則可使用其他輸運方法。所需的主要輸入類型為以下4種。a)材料組分：宜盡可能真實反映物理構造/組成。需要材料組分和密度(與幾何模型一致),冷卻劑和慢化劑密度(與運行條件一致)。b)幾何模型：宜盡可能真實反映物理構形。宜盡可能使用反應堆完工尺寸。c)截面數據：宜使用適當的截面數據。如它們是基準方法的一部分，則可使用截面數據的組合。主要包括以下4種：1)核數據庫評價的準確性(例如美國ENDF/B、歐洲JEFF、日本JENDL、中國CENDL和俄羅斯BROND等);3)散射各向異性的階數(例如P.展開);4)并群方法。d)堆芯中子源：中子源的確定宜考慮時間、空間、能量的分布和絕對源歸一。中子源的空間分布應代表在考慮的輻照持續(xù)時間內的積分或平均分布。中子源分布宜是準確的，特別是在堆芯外區(qū)，以便準確地確定反應堆壓力容器上的注量。此外，應確定中子源能譜，并選擇每次裂變產生的平均中子數(v)。參數的選取應根據計算情況而定，當與測量值進行比對時應表征輻照條件，當在堆內構件和/或壓力容器的分析設計階段則采用包絡值。為確保三維效果的精確表達，宜盡可能使用三維離散縱標法進行輸運計算。當三維計算不適用時，可用綜合法來確定三維注量率或注量分布。注量分布可通過綜合一維和二維離散縱標法的結果來確定。通常不僅關注堆芯中平面的結果，還包括特定位置的中子注量或注量率。如材料及源分布是強4三維特性的，使用綜合法可能導致不準確的結果。除4.2.1中因素a)～d)之外，蒙特卡洛建模還能采用減方差技術。幾何建模過程由于其充分靈活性可用于細致反映物理構成，是表征幾何模型的重要特征。由于具有極大靈活性屬性，典型蒙特卡洛輸運方法宜充分表達幾何體的所有重要特征。通常，蒙特卡洛輸運方法允許使用多群或連續(xù)能量截面。宜使用連續(xù)能量截面計算。減方差技巧可用于減少蒙特卡洛輸運計算的方差。如已進行初步對比驗證，下列方法可用于遠離堆芯位置的注量率分析計算；a)源偏倚抽樣；b)基于俄羅斯輪盤賭的幾何分裂；c)增加重要性；d)接續(xù)面源重啟；e)權窗?？蓤?zhí)行共軛計算的情況包括以下內容。 作為上游計算，估算堆芯中子對特定位置(位于壓力容器或在其內部)的空間和能量依賴重要性，以便確定直接模式計算中的源偏倚抽樣。 或代替正向計算模式中的多個輸運計算：由于反應堆條件通常取決于燃料循環(huán)，因此需要多次輸運計算來跟蹤核電廠運行期間的注量率。然而，當影響輸運計算的運行條件(例如下降段和堆芯旁通的冷卻劑密度，堆芯結構設計)保持一致時，多次輸運計算可用單個共軛計算代替。對于位于壓力容器或其他特定位置的共軛計算，該伴隨源取值與能量相關的響應截面成比例。通常僅關注E>1MeV的注量率和/或注量，因此伴隨源E>1.0MeV時設為1,在E<1.0MeV情況下設為0。當計算劑量計的反應率時，通常將源取為能量相關的劑量計截面。關注點的注量(或反應率響應)可通過每循環(huán)的中子源與共軛函數的積分確定。若采用蒙特卡洛輸運方法，并且如果程序中沒有共軛模式，則可能存在直接模式中用于設定初始源(空間和能量)的選項。4.3中子注量計算值的驗證在對特定設施進行輸運計算之前，計算方法應通過以下方式進行驗證：a)將計算結果與基準計算和測量結果進行比較；b)展示得到了準確的基準結果。4.4計算不確定度的確定與中子注量預測方法相關的不確定度計算通常包括以下方面：a)核數據(例如輸運截面、劑量計反應截面和裂變譜);b)幾何形狀(例如內部構件的位置和與標稱尺寸的偏差);c)材料的同位素組成(例如冷卻水、壓力容器內部構件、堆芯吊籃、熱屏、帶有堆焊層的壓力容器和混凝土屏蔽的密度和組成);d)中子源(例如燃料燃耗相關的空間和能量分布);和堆腔漏束)。宜在對特定設施進行輸運計算之前及之后評估這些不確定度。55反應堆壓力容器中子劑量測定5.1總則準確的中子劑量提供了合理的保證，即在任何關鍵位置的反應堆壓力容器中子注量的預測是準確和可靠的。為此，針對每個劑量計要確定計算與測量的劑量計響應的比率。通過測量與計算的比率(M/C)評估在計算過程中可操作的任何收斂加速方法。5.2反應堆壓力容器中子計量評價的一般要求用于反應堆壓力容器劑量測定的中子探測器的一般要求，以及穩(wěn)定產物中子劑量計特有的幾個特殊要求如下。a)活化劑量計的類型：推薦一組活化和裂變劑量計，覆蓋約0.08MeV～10.0MeV能譜能量范響應的熱中子貢獻，如2U劑量計中的痕量5U的裂變貢獻。通常用鋁來稀釋鈷，以降低劑量計的總活度。b)劑量計的核特性和材料特性：理化性質應符合現(xiàn)行的使用條件。如劑量計宜具有化學穩(wěn)定性和耐腐蝕性，不被熔化。裂變劑量計要考慮活化產物半衰期、反應截面、γ射線產額和裂變產額。c)劑量計的物質量和同位素組成：劑量計應具有高同位素純度和足夠的質量以便充分活化。宜評估雜質的影響。d)劑量計的幾何和配置：通常劑量計是薄活化箔的形式。箔的厚度要考慮輻照期間的中子自屏、計數期間的光子吸收和裂變產物反沖損失。e)能譜覆蓋范圍：中子劑量計宜具有足夠的能譜覆蓋范圍。特別是，劑量計宜能夠在下列能量范圍內對中子注量進行單獨的基準計算：E<0.625eV,E>0.1MeV,E>1.0MeV。f)劑量計替代組合的選擇：推薦的劑量計組合可見參考文獻[11]和[14]。g)輻照幾何和劑量計位置：劑量計宜放置在關注區(qū)域內具有代表性的位置。宜準確確定并記錄劑量計的位置。宜盡可能避免劑量計周圍有可能影響其響應的結構和材料。當存在這些結構或材料時，宜評估它們的效果并將其包括在整體注量確定中。h)劑量計封裝：中子劑量計通常放置在某種形式封裝的中子過濾層內或壓力容器內輻照監(jiān)督管(統(tǒng)一)中。過濾層和輻照監(jiān)督管設計宜盡量減少對中子注量和能譜的擾動。宜評估此類擾動并將其包括在整體注量確定中。i)受照參數：宜準確確定受照時間、對應的功率史以及劑量計燃耗的影響。j)劑量計分析：活性樣品的放射性評價通常通過使用高分辨率伽馬射線能譜儀(如Li漂移型Ge探測器、高純Ge探測器)直接計數來完成。當存在妨礙直接計數的情況時，可采用放射化學溶解(如對于Nb劑量計)。在任何一種情況下，伽馬射線能譜儀的完整描述和采用的計數技術都宜作為劑量報告的一部分。k)解譜：宜使用合適的解譜程序，由不同的活化箔測量的反應率，計算獲得更具代表性的中子能譜。5.3穩(wěn)定產物中子劑量計除放射性活度劑量計外，穩(wěn)定產物中子劑量計也用于反應堆注量測定。這些設備包括固體徑跡探測器(SSTR)和氦累積注量檢測儀(HAFM)。這些裝置由于其穩(wěn)定響應而提供永久的測量記錄。相關規(guī)定可參考文獻[12]和[13]。65.4劑量計響應參數如第4章所述，宜計算劑量計響應并與本節(jié)中描述的測量值進行比較。M/C比率可用于驗證計算方法(見第6章)。5.5標準中子場中的不確定度估算和測量驗證為開展測量值與相應計算值對比分析，應仔細評估與測量過程相關的不確定度和偏差。不確定度的來源包括：劑量計物理參數、輻射特性(例如反應堆功率史和衰變時間)、核數據(如衰變常數、裂變產額、核截面和光子衰減系數),以及核計數過程?？赡艽嬖诟郊硬淮_定度來源，宜根據具體情況對其存在進行調查。由于劑量測定用于計算方法驗證，因此測量過程應通過劑量計測量來進行，劑量計應與在認證注量的標準中子場中使用的劑量計相同。標準中子場測量驗證過程可參考文獻[16]。在標準中子場中驗證之后，與其他不確定度相比，測量不確定度和偏差通常是不顯著的。6計算與測量的比較6.1總則如果測量數據的質量和數量足以對計算偏差進行可靠估計，并且不確定度在可接受的范圍內(即代表統(tǒng)計上顯著的測量數據庫),則可使用與測量值的比較來修改計算，以通過應用校正、調整模型或兩者可使用幾種比較方法來驗證計算結果。應用該方法時，通常假設與建模相關的不確定度，例如反應堆壓力容器內探測器的空間位置可忽略不計。反之，則宜考慮這些不確定度對比較的影響。6.2計算活度與測量的傳感器活度的直接比較一種比較方法是直接比較輻照結束時計算的劑量計特定活度與相應的測量劑量計活度。該方法使得各輻照時間段能夠相加以獲得總活度。缺點是在沒有引入輸運理論計算的情況下，不能直接比較來自不同輻照時間段的實驗結果。可通過使用M/C比率的合適加權平均值來進行計算和測量活度的總體比較。各傳感器比較的權重宜包括與測量活度相關的不確定度以及每個傳感器提供的能譜覆蓋范圍。6.3計算的反應率與測量的平均滿功率反應率的比較第二種比較方法是使用劑量計組的輻照歷史得出每個傳感器的平均滿功率反應率。在足夠的運行時長后，反應率與輻照長度和低于滿功率的運行時間無關。該方法優(yōu)點在于允許來自不同反應堆和同一反應堆內不同輻照循環(huán)的反應率測量結果之間的直接比對。此外，測量的能譜指標(來自不同傳感器反應率的比率)比較提供了不同測量位置的能譜對比。如6.2所述，可使用反應率數據的適當加權平均值進行總體M/C比率比較。6.4使用最小二乘平差法計算與測量的比較另一種比較方法是在測量和計算以及各個傳感器的能譜覆蓋范圍內獲得不確定度的合適加權，即采用最小二乘平差法。最小二乘平差法將測量數據與中子輸運計算相結合，產生具有不確定度的修正77最佳估算注量的確定如滿足以下兩個條件，則按第4章計算中子照射的計算值，用于計算注量的最佳估算值，則認為在安全分析時是可接受的：a)計算已按第6章要求進行驗證；b)驗證基于第5章要求測量的合格數據庫。8dpa和氣體產生的計算方法8.1總則裂變過程產生的中子具有較寬的能量分布。這些中子在輸運過程中與原子相互作用直接或間接引起原子離位，產生離位級聯(lián)，以及低原子密度(高空位富集)和高原子密度(間隙原子)區(qū)域，導致微觀結8.2原子離位次數(dpa)雖然每個原子從其正常晶格位置的離位概念不是物理量并且無法測量(dpa與材料特性的特定變化之間沒有簡單的對應關系),但dpa可能是用戶評估輻照脆化的參數之一(見4.1.1)。因此，合適的損傷受照參數是原子在照射期間已經移位的平均次數。這可表示為每個原子材料的取代原子總數。與特定輻射相關的dpa數量取決于中子在材料中的初級離位原子(PKA)能譜，即取決于材料本身和中子能譜。對于dpa的估算方法主要包含以下3種類型：Kinchin-Pease方法(早期方法)、NRT(NorgettRob-insonandTorrens)方法(常用方法),以及ARC(AthermalRecombinedCorrected)方法(先進方法)。這些方法通過等效模型對材料中的弗蘭克爾缺陷對(Frenkelpairs)進行估算。這些指標的缺陷是只能用于解決、具有標稱因子、處理級聯(lián)效率的晶體材料。計算適用于級聯(lián)生產早期的離位原子數，而不是輻照損傷的離位原子數。計算dpa可用于進一步采用分子動力學和團簇動力學研究材料性能的改變。在某些情況下，由于測量量的性能變化(例如腫脹或輻射誘導的元素偏析),擴散速率理論可用于校準凈損傷。應明確用于dpa計算的度量和相關參數(例如位移能量)。由特定的處理程序，根據中子能譜歸并出損傷截面數據，其中電子篩選由分區(qū)函數描述(Lindhard,如在NJOY/HEATR處理程序中)。用戶應指出哪個處理程序(或分區(qū)功能)和哪個核數據庫用于計算此類同位素的損傷截面。使用壓縮的dpa截面來考慮自屏修正和dpa響應函數，可能存在局限、偏差和相關不確定度。應對dpa的計算方法不斷進行評估和優(yōu)化。晶格缺陷主要來源于快(高能)中子與材料相互作用產生的具有高反沖能量的原子，這被稱為直接輻照損傷。然而，例如由(n,2n)、(n,γ)、(n,p)和(n,α)等反應的反沖引起的間接輻照損傷也是離位原子總數的重要組成部分。在這些反應中，由于發(fā)射的α粒子的質量和能量，(n,a)可能是產生高能反沖的最重要因素。核反應堆常用工程合金[例如鋼和含有鐵(Fe)、鉻(Cr)和鎳(Ni)的鎳合金]容易受到反沖反應損傷。當中子能量值較高時(E>5MeV),合金(如鎳合金)可在非常寬的中子能量范圍區(qū)間內發(fā)生反沖反應。Ni具有特殊情況，其同位素嬗變兩階段過程中的熱中子是輻照損傷產生的最主要來源。作為豐8在非常寬的中子能量范圍內(特別在熱中子能量下)具有非常高的(n,γ)、(n,p)和(n,a)反應截面。除了更多地產生離位原子外，由熱中子(n,a)反應產生的氮是材料降級的重要因素。當一個部件受到高的熱中子注量并且合金中含有大量鎳時，需要考慮這些反應。為此，已經開發(fā)了標準化的程序，允許用戶計算由于中子直接原子離位次數和此處所述類型的各種反應導致的dpa。在顯著的熱中子注量下高鎳材料會經歷大量的原子離位，從而導致初始應力松弛?？赏ㄟ^減少內部應力(如在焊縫中)來減少螺栓和拉桿等部件的應力松弛，減輕輻照促進應力腐蝕開裂。由于堆芯區(qū)同位素造成腫脹和脆化，這可能對反應堆堆芯部件的長期運行產生嚴重后果。氨核素的產生主要取決于部件位置的熱中子注量。為恰當評價反應堆壓力容器材料損傷特性，宜考慮計算氨核素的產量。同時，也可考慮其他(n,a)反應，例如控制棒硼的(n,a)產生。并且還可考慮由氣體產生反應引起的其他效應，例如在高溫下由氦引起的鋼輻照腫脹。[1]ANSI/ANS19.10MethodsforDeterminingNeutronFluenceVesselandReactorInternals[2]ASTME170-16aStandardTerminologyRelatingtoRadiationMeasurementsandDosime-try[3]ASTME181-10StandardGeneralMethodsforDetectorCalibrationandAnalysisofRadi-onuclides[4]ASTME261-16StandardPracticeforDeterminingNeutronFluence,FluenceRateandSpectrabyRadioactivationTechniques[5]ASTME263-13StandardTestMethodforMeasuringFast-NeutronReactionRatesbyRa-dioactivationofIron[6]ASTME264-08(Reapproved2013)StandardTestMethodforMeasuringFast-NeutronReactionRatesbyRadioactivationofNickel[7]ASTME523-16StandardTestMethodforMeasuringFast-NeutronReaction