基于MCNPX的HFETR典型裂变产物逃脱率系数分析

赖立斯，夏星汉，韩良文，高业栋，李 冲，马小春，李松发

（中国核动力研究设计院，成都 610041）

反应堆在功率运行期间会产生大量的裂变产物，如135Xe、131I、135I、91Sr、95Nb、138Cs等。燃料元件包壳是防止这些裂变产物释放到一回路冷却剂中的重要屏障。当燃料元件包壳存在缺陷时，［1］裂变产物可能会通过缺陷部位释放到一回路冷却剂当中。工程设计中通常使用逃脱率系数法来计算一回路的裂变产物源项。某种裂变产物核素在单位时间内，从燃料元件包壳释放到主冷却剂中的份额叫做该核素的逃脱率系数，例如：［2］AP-1000型反应堆就是采用逃脱率系数法计算一回路冷却剂中的活度浓度，使用的裂变产物逃脱率系数是美国早期测定的结果。而国产华龙一号反应堆也是采用逃脱率系数法计算一回路源项的，参考的是NB/T 20194—2012《核电厂辐射屏蔽设计准则》的裂变产物逃脱率系数（见表1），并以此计算结果作为辐射屏蔽设计的基础。

表1 包壳破损的燃料元件的裂变碎片逃脱率系数Table 1 Escape rate coefficients of fission fragments of fuel elements with damaged cladding

高通量工程试验堆（HFETR）是一个以考验燃料组件和辐照堆用材料为主要功能，并兼顾同位素生产的低温低压水冷型研究堆，采用T6061铝合金作为燃料元件包壳材料。目前，世界上大多数研究堆（如美国的ATR、日本的JRR-3M、JMTR等堆型）都采用铝合金作为燃料元件包壳材料。实际上，核电厂燃料元件包壳主要以锆合金材料为主。锆合金包壳与铝合金包壳对裂变产物的包容性能有很大的不同。因此，计算HFETR的逃脱率系数，并与核电厂设计标准中的逃脱率系数进行比较分析，对同类型研究堆的辐射屏蔽设计具有重要的意义。……