（高清版）GBT 43062-2023 核能反应堆压力容器和堆内构件中子注量和原子离位次数（dpa）的确定

核能反应堆压力容器和堆内构件中子注量和原子离位次数(dpa)的确定2023-09-07发布国家市场监督管理总局国家标准化管理委员会IGB/T43062—2023前言 Ⅲ引言 12规范性引用文件 13术语和定义 14输运理论计算模型 24.1总则 24.1.1输出要求 24.1.2固定源的输运计算方法 34.2输运计算 34.2.1数据输入 34.2.2离散纵标法(SN) 34.2.3蒙特卡洛输运方法 44.2.4共轭注量计算 44.3中子注量计算值的验证 44.4计算不确定度的确定 45反应堆压力容器中子剂量测定 55.1总则 55.2反应堆压力容器中子计量评价的一般要求 55.3稳定产物中子剂量计 55.4剂量计响应参数 65.5标准中子场中的不确定度估算和测量验证 66计算与测量的比较 66.1总则 66.2计算活度与测量的传感器活度的直接比较 66.3计算的反应率与测量的平均满功率反应率的比较 66.4使用最小二乘平差法计算与测量的比较 67最佳估算注量的确定 78dpa和气体产生的计算方法 7 78.2原子离位次数(dpa) 78.3气体生成 7参考文献 9ⅢGB/T43062—2023本文件按照GB/T1.1—2020《标准化工作导则第1部分：标准化文件的结构和起草规则》的规定本文件修改采用ISO19226:2017《核能反应堆压力容器和堆内构件中子注量和原子离位次数本文件与ISO19226:2017相比做了下述结构调整：——第8章增加了8.1以避免悬置段出现，8.2对应ISO19226:2017中的8.1,8.3对应ISO19226:2017中的8.2。本文件与ISO19226:2017的技术差异及其原因如下：——用规范性引用的GB/T4960.2替换了ANSI/ANS19.10和ASTME170-16a(见第2章),以适应我国的技术条件，增加可操作性。本文件做了下列编辑性改动：——调整了范围中注释部分内容置于本章末尾表述；——增加了“中国CENDL”“俄罗斯BROND”两类核数据库的列举说明(见4.2.1),以提高举例说明的完整性；——增加了参考文献ANSI/ANS19.10和ASTME170-16a(见参考文献[1]和[2]);——删除了参考文献[1]～[6]、[21]～[29](见ISO19226:2017中的参考文献)。请注意本文件中的某些内容可能涉及专利。本文件的发布机构不承担识别专利的责任。本文件由全国核能标准化技术委员会(SAC/TC58)提出并归口。程研究设计院有限公司、中国核动力研究设计院、中国核能电力股份有限公司、中国核电工程有限公司。本文件旨在下列情况时使用。a)涉及用于预测反应堆压力容器和堆内构件辐照损伤的受照参数的确定。受照参数可为中子注量和(或)原子离位次数(dpa)。b)涉及受中子辐照反应堆压力容器和堆内构件材料特性的确定。c)涉及监管机构的许可证审批程序，如编制监管指南，编制分析有关受中子辐照的压力容器和反应堆堆内构件完整性和材料特性的报告。1核能反应堆压力容器和堆内构件中子注量和原子离位次数(dpa)的确定1范围本文件规定了一种基于给定的堆芯中子源下反应堆堆芯与安全壳之间构件的辐照量的评估流程。辐照量可用中子注量、原子离位次数(dpa)或氦核素产生来表示。辐照的评价视情况可采用中子注量率的计算或压力容器内和堆腔内的剂量计的测量值。本文件适用于压水反应堆(PWRs)、沸水反应堆(BWRs)和加压重水反应堆(PHWRs)等不同堆型的反应堆压力容器和堆内构件中子注量和原子离位次数(dpa)的确定。本文件还确立了一种用于评估反应堆压力容器和PWRs、BWRs、PHWRs堆内构件中子损伤特性的流程。损伤主要是指由于与中子碰撞引起的原子离位次数直接损伤，以及由于气体产生而引起的间接损伤。这两种损伤的程度都强烈依赖于中子能谱。因此，对于给定的中子注量和中子能谱，总累积原子离位次数数值的计算是用于反应堆寿期管理的一项重要数据。2规范性引用文件下列文件中的内容通过文中的规范性引用而构成本文件必不可少的条款。其中，注日期的引用文件，仅该日期对应的版本适用于本文件；不注日期的引用文件，其最新版本(包括所有的修改单)适用于本文件。GB/T4960.2核科学技术术语裂变反应堆3术语和定义GB/T4960.2界定的以及下列术语和定义适用于本文件。测量值/计算值的精确度accuracyofameasured/calculatedvalue测量值/计算值与真实值之间的差异，通常是由于测量或计算过程引起的系统误差。基准实验benchmarkexperiment一组明确定义的物理实验，其结果经判断足够准确，可用作计算参考点。最佳估算中子注量best-estimateneutronfluence基于所有可用测量、计算结果以及基于偏差估算，最小二乘分析和工程判断调整得到的最精确中子计算方法calculationalmethodology2代码基准验证codebenchmark与先前根据试验验证的另一个程序代码结果进行的比较。连续能量截面数据continuous-energycross-sectiondata在能量范围密集点上的截面数据。剂量计的核反应dosimeterreaction原子离位次数displacementsperatom;dpa最小二乘平差法least-squaresadjustmentprocedure根据中子输运计算结果和剂量测量结果，利用差异最小化来提供注量最佳估算值的一种测算方法。多群截面数据multigroupcross-sectiondata通过使用指定的加权函数对离散能量区间的连续能量截面数据进行平均确定的可保持反应率守恒中子注量率的时间积分(即时间积分中子注量),以中子每平方厘米表示。测量或计算物理值的分布标准偏差(如果可从一组重复测量或计算中获得)。求解方差solutionvariance对蒙特卡洛输运求解时由于有限粒子历史数量导致的统计方差的度量。4输运理论计算模型4.1总则输运计算需要能够准确地确定中子注量率或注量分布及其他响应参数，例如反应率或dpa,以此分3GB/T43062—2023本文件计算方法主要用于确定反应堆压力容器材料辐照脆化的中子注量。中子注量值(E>1.0MeV)(代表能量高于1.0MeV的快中子注量)常被选为确定反应堆压力容器材料辐照脆化的受照参数，本文件的流程适用范围扩大至0.1MeV以上的注量，以及低于0.625eV的热中子注量。计算的参数将采用如下方法确定：——直接使用结果：设计或与测量结果比较(分别表示包络或最佳估算结果);——结合特定的响应函数：能量大于1.0MeV的中子注量率，能量大于0.1Me量小于0.625eV的热中子注量率，dpa/s,剂量计反应率；注：中子注量上限或下限的数值取值依据应用情况而定。——关注位置的参数：对应空间网格细度。本文件建议的实践中，使用堆芯物理计算结果得出整个堆芯源分布，通过执行多维输运理论计本文件使用基于输运理论的程序来确定多群三维注量率分布，并通过响应函数或截面来评估剂量计材料的反应率或dpa特性。输运理论计算宜使用确定性离散纵标法(SN)或统计性蒙特卡洛输运方法进行，分别如4.2.2和4.2.3所述。若已验证为基准方法的一部分，则可使用其他输运方法。所需的主要输入类型为以下4种。a)材料组分：宜尽可能真实反映物理构造/组成。需要材料组分和密度(与几何模型一致),冷却剂和慢化剂密度(与运行条件一致)。b)几何模型：宜尽可能真实反映物理构形。宜尽可能使用反应堆完工尺寸。c)截面数据：宜使用适当的截面数据。如它们是基准方法的一部分，则可使用截面数据的组合。主要包括以下4种：1)核数据库评价的准确性(例如美国ENDF/B、欧洲JEFF、日本JENDL、中国CENDL和俄罗斯BROND等);3)散射各向异性的阶数(例如P.展开);4)并群方法。d)堆芯中子源：中子源的确定宜考虑时间、空间、能量的分布和绝对源归一。中子源的空间分布应代表在考虑的辐照持续时间内的积分或平均分布。中子源分布宜是准确的，特别是在堆芯外区，以便准确地确定反应堆压力容器上的注量。此外，应确定中子源能谱，并选择每次裂变产生的平均中子数(v)。参数的选取应根据计算情况而定，当与测量值进行比对时应表征辐照条件，当在堆内构件和/或压力容器的分析设计阶段则采用包络值。为确保三维效果的精确表达，宜尽可能使用三维离散纵标法进行输运计算。当三维计算不适用时，可用综合法来确定三维注量率或注量分布。注量分布可通过综合一维和二维离散纵标法的结果来确定。通常不仅关注堆芯中平面的结果，还包括特定位置的中子注量或注量率。如材料及源分布是强4三维特性的，使用综合法可能导致不准确的结果。除4.2.1中因素a)～d)之外，蒙特卡洛建模还能采用减方差技术。几何建模过程由于其充分灵活性可用于细致反映物理构成，是表征几何模型的重要特征。由于具有极大灵活性属性，典型蒙特卡洛输运方法宜充分表达几何体的所有重要特征。通常，蒙特卡洛输运方法允许使用多群或连续能量截面。宜使用连续能量截面计算。减方差技巧可用于减少蒙特卡洛输运计算的方差。如已进行初步对比验证，下列方法可用于远离堆芯位置的注量率分析计算；a)源偏倚抽样；b)基于俄罗斯轮盘赌的几何分裂；c)增加重要性；d)接续面源重启；e)权窗。可执行共轭计算的情况包括以下内容。 作为上游计算，估算堆芯中子对特定位置(位于压力容器或在其内部)的空间和能量依赖重要性，以便确定直接模式计算中的源偏倚抽样。 或代替正向计算模式中的多个输运计算：由于反应堆条件通常取决于燃料循环，因此需要多次输运计算来跟踪核电厂运行期间的注量率。然而，当影响输运计算的运行条件(例如下降段和堆芯旁通的冷却剂密度，堆芯结构设计)保持一致时，多次输运计算可用单个共轭计算代替。对于位于压力容器或其他特定位置的共轭计算，该伴随源取值与能量相关的响应截面成比例。通常仅关注E>1MeV的注量率和/或注量，因此伴随源E>1.0MeV时设为1,在E<1.0MeV情况下设为0。当计算剂量计的反应率时，通常将源取为能量相关的剂量计截面。关注点的注量(或反应率响应)可通过每循环的中子源与共轭函数的积分确定。若采用蒙特卡洛输运方法，并且如果程序中没有共轭模式，则可能存在直接模式中用于设定初始源(空间和能量)的选项。4.3中子注量计算值的验证在对特定设施进行输运计算之前，计算方法应通过以下方式进行验证：a)将计算结果与基准计算和测量结果进行比较；b)展示得到了准确的基准结果。4.4计算不确定度的确定与中子注量预测方法相关的不确定度计算通常包括以下方面：a)核数据(例如输运截面、剂量计反应截面和裂变谱);b)几何形状(例如内部构件的位置和与标称尺寸的偏差);c)材料的同位素组成(例如冷却水、压力容器内部构件、堆芯吊篮、热屏、带有堆焊层的压力容器和混凝土屏蔽的密度和组成);d)中子源(例如燃料燃耗相关的空间和能量分布);和堆腔漏束)。宜在对特定设施进行输运计算之前及之后评估这些不确定度。55反应堆压力容器中子剂量测定5.1总则准确的中子剂量提供了合理的保证，即在任何关键位置的反应堆压力容器中子注量的预测是准确和可靠的。为此，针对每个剂量计要确定计算与测量的剂量计响应的比率。通过测量与计算的比率(M/C)评估在计算过程中可操作的任何收敛加速方法。5.2反应堆压力容器中子计量评价的一般要求用于反应堆压力容器剂量测定的中子探测器的一般要求，以及稳定产物中子剂量计特有的几个特殊要求如下。a)活化剂量计的类型：推荐一组活化和裂变剂量计，覆盖约0.08MeV～10.0MeV能谱能量范响应的热中子贡献，如2U剂量计中的痕量5U的裂变贡献。通常用铝来稀释钴，以降低剂量计的总活度。b)剂量计的核特性和材料特性：理化性质应符合现行的使用条件。如剂量计宜具有化学稳定性和耐腐蚀性，不被熔化。裂变剂量计要考虑活化产物半衰期、反应截面、γ射线产额和裂变产额。c)剂量计的物质量和同位素组成：剂量计应具有高同位素纯度和足够的质量以便充分活化。宜评估杂质的影响。d)剂量计的几何和配置：通常剂量计是薄活化箔的形式。箔的厚度要考虑辐照期间的中子自屏、计数期间的光子吸收和裂变产物反冲损失。e)能谱覆盖范围：中子剂量计宜具有足够的能谱覆盖范围。特别是，剂量计宜能够在下列能量范围内对中子注量进行单独的基准计算：E<0.625eV,E>0.1MeV,E>1.0MeV。f)剂量计替代组合的选择：推荐的剂量计组合可见参考文献[11]和[14]。g)辐照几何和剂量计位置：剂量计宜放置在关注区域内具有代表性的位置。宜准确确定并记录剂量计的位置。宜尽可能避免剂量计周围有可能影响其响应的结构和材料。当存在这些结构或材料时，宜评估它们的效果并将其包括在整体注量确定中。h)剂量计封装：中子剂量计通常放置在某种形式封装的中子过滤层内或压力容器内辐照监督管(统一)中。过滤层和辐照监督管设计宜尽量减少对中子注量和能谱的扰动。宜评估此类扰动并将其包括在整体注量确定中。i)受照参数：宜准确确定受照时间、对应的功率史以及剂量计燃耗的影响。j)剂量计分析：活性样品的放射性评价通常通过使用高分辨率伽马射线能谱仪(如Li漂移型Ge探测器、高纯Ge探测器)直接计数来完成。当存在妨碍直接计数的情况时，可采用放射化学溶解(如对于Nb剂量计)。在任何一种情况下，伽马射线能谱仪的完整描述和采用的计数技术都宜作为剂量报告的一部分。k)解谱：宜使用合适的解谱程序，由不同的活化箔测量的反应率，计算获得更具代表性的中子能谱。5.3稳定产物中子剂量计除放射性活度剂量计外，稳定产物中子剂量计也用于反应堆注量测定。这些设备包括固体径迹探测器(SSTR)和氦累积注量检测仪(HAFM)。这些装置由于其稳定响应而提供永久的测量记录。相关规定可参考文献[12]和[13]。65.4剂量计响应参数如第4章所述，宜计算剂量计响应并与本节中描述的测量值进行比较。M/C比率可用于验证计算方法(见第6章)。5.5标准中子场中的不确定度估算和测量验证为开展测量值与相应计算值对比分析，应仔细评估与测量过程相关的不确定度和偏差。不确定度的来源包括：剂量计物理参数、辐射特性(例如反应堆功率史和衰变时间)、核数据(如衰变常数、裂变产额、核截面和光子衰减系数),以及核计数过程。可能存在附加不确定度来源，宜根据具体情况对其存在进行调查。由于剂量测定用于计算方法验证，因此测量过程应通过剂量计测量来进行，剂量计应与在认证注量的标准中子场中使用的剂量计相同。标准中子场测量验证过程可参考文献[16]。在标准中子场中验证之后，与其他不确定度相比，测量不确定度和偏差通常是不显著的。6计算与测量的比较6.1总则如果测量数据的质量和数量足以对计算偏差进行可靠估计，并且不确定度在可接受的范围内(即代表统计上显著的测量数据库),则可使用与测量值的比较来修改计算，以通过应用校正、调整模型或两者可使用几种比较方法来验证计算结果。应用该方法时，通常假设与建模相关的不确定度，例如反应堆压力容器内探测器的空间位置可忽略不计。反之，则宜考虑这些不确定度对比较的影响。6.2计算活度与测量的传感器活度的直接比较一种比较方法是直接比较辐照结束时计算的剂量计特定活度与相应的测量剂量计活度。该方法使得各辐照时间段能够相加以获得总活度。缺点是在没有引入输运理论计算的情况下，不能直接比较来自不同辐照时间段的实验结果。可通过使用M/C比率的合适加权平均值来进行计算和测量活度的总体比较。各传感器比较的权重宜包括与测量活度相关的不确定度以及每个传感器提供的能谱覆盖范围。6.3计算的反应率与测量的平均满功率反应率的比较第二种比较方法是使用剂量计组的辐照历史得出每个传感器的平均满功率反应率。在足够的运行时长后，反应率与辐照长度和低于满功率的运行时间无关。该方法优点在于允许来自不同反应堆和同一反应堆内不同辐照循环的反应率测量结果之间的直接比对。此外，测量的能谱指标(来自不同传感器反应率的比率)比较提供了不同测量位置的能谱对比。如6.2所述，可使用反应率数据的适当加权平均值进行总体M/C比率比较。6.4使用最小二乘平差法计算与测量的比较另一种比较方法是在测量和计算以及各个传感器的能谱覆盖范围内获得不确定度的合适加权，即采用最小二乘平差法。最小二乘平差法将测量数据与中子输运计算相结合，产生具有不确定度的修正77最佳估算注量的确定如满足以下两个条件，则按第4章计算中子照射的计算值，用于计算注量的最佳估算值，则认为在安全分析时是可接受的：a)计算已按第6章要求进行验证；b)验证基于第5章要求测量的合格数据库。8dpa和气体产生的计算方法8.1总则裂变过程产生的中子具有较宽的能量分布。这些中子在输运过程中与原子相互作用直接或间接引起原子离位，产生离位级联，以及低原子密度(高空位富集)和高原子密度(间隙原子)区域，导致微观结8.2原子离位次数(dpa)虽然每个原子从其正常晶格位置的离位概念不是物理量并且无法测量(dpa与材料特性的特定变化之间没有简单的对应关系),但dpa可能是用户评估辐照脆化的参数之一(见4.1.1)。因此，合适的损伤受照参数是原子在照射期间已经移位的平均次数。这可表示为每个原子材料的取代原子总数。与特定辐射相关的dpa数量取决于中子在材料中的初级离位原子(PKA)能谱，即取决于材料本身和中子能谱。对于dpa的估算方法主要包含以下3种类型：Kinchin-Pease方法(早期方法)、NRT(NorgettRob-insonandTorrens)方法(常用方法),以及ARC(AthermalRecombinedCorrected)方法(先进方法)。这些方法通过等效模型对材料中的弗兰克尔缺陷对(Frenkelpairs)进行估算。这些指标的缺陷是只能用于解决、具有标称因子、处理级联效率的晶体材料。计算适用于级联生产早期的离位原子数，而不是辐照损伤的离位原子数。计算dpa可用于进一步采用分子动力学和团簇动力学研究材料性能的改变。在某些情况下，由于测量量的性能变化(例如肿胀或辐射诱导的元素偏析),扩散速率理论可用于校准净损伤。应明确用于dpa计算的度量和相关参数(例如位移能量)。由特定的处理程序，根据中子能谱归并出损伤截面数据，其中电子筛选由分区函数描述(Lindhard,如在NJOY/HEATR处理程序中)。用户应指出哪个处理程序(或分区功能)和哪个核数据库用于计算此类同位素的损伤截面。使用压缩的dpa截面来考虑自屏修正和dpa响应函数，可能存在局限、偏差和相关不确定度。应对dpa的计算方法不断进行评估和优化。晶格缺陷主要来源于快(高能)中子与材料相互作用产生的具有高反冲能量的原子，这被称为直接辐照损伤。然而，例如由(n,2n)、(n,γ)、(n,p)和(n,α)等反应的反冲引起的间接辐照损伤也是离位原子总数的重要组成部分。在这些反应中，由于发射的α粒子的质量和能量，(n,a)可能是产生高能反冲的最重要因素。核反应堆常用工程合金[例如钢和含有铁(Fe)、铬(Cr)和镍(Ni)的镍合金]容易受到反冲反应损伤。当中子能量值较高时(E>5MeV),合金(如镍合金)可在非常宽的中子能量范围区间内发生反冲反应。Ni具有特殊情况，其同位素嬗变两阶段过程中的热中子是辐照损伤产生的最主要来源。作为丰8在非常宽的中子能量范围内(特别在热中子能量下)具有非常高的(n,γ)、(n,p)和(n,a)反应截面。除了更多地产生离位原子外，由热中子(n,a)反应产生的氮是材料降级的重要因素。当一个部件受到高的热中子注量并且合金中含有大量镍时，需要考虑这些反应。为此，已经开发了标准化的程序，允许用户计算由于中子直接原子离位次数和此处所述类型的各种反应导致的dpa。在显著的热中子注量下高镍材料会经历大量的原子离位，从而导致初始应力松弛。可通过减少内部应力(如在焊缝中)来减少螺栓和拉杆等部件的应力松弛，减轻辐照促进应力腐蚀开裂。由于堆芯区同位素造成肿胀和脆化，这可能对反应堆堆芯部件的长期运行产生严重后果。氨核素的产生主要取决于部件位置的热中子注量。为恰当评价反应堆压力容器材料损伤特性，宜考虑计算氨核素的产量。同时，也可考虑其他(n,a)反应，例如控制棒硼的(n,a)产生。并且还可考虑由气体产生反应引起的其他效应，例如在高温下由氦引起的钢辐照肿胀。[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