[发明专利]贫化铀用作船用核动力舱室防护材料的可行性评价方法

说明书

本发明提供了一种贫化铀用作船用核动力舱室防护材料的可行性评价方法，针对贫化铀用作船用核动力反应堆舱室防护材料，采用蒙特卡罗粒子输运程序与燃耗计算程序相耦合的分析方法，进行中子与贫化铀材料相互作用过程的精细化表征，计算堆芯中子、堆芯γ射线、贫化铀(n,γ)反应产生的γ射线、贫化铀中子辐照二次产物的γ射线等四种射线的屏蔽效果，分别给出贫化铀材料对核动力反应堆周围中子屏蔽性能评价指标和γ射线综合屏蔽性能评价指标，充分考虑到了贫化铀经中子照射后发生的活化和裂变反应对贫化铀屏蔽性能造成的影响，使对贫化铀用作船用核动力舱室防护材料的可行性评价更加准确、全面。

技术领域

本发明属于辐射安全与防护技术领域，尤其涉及一种贫化铀用作核动力舱室防护材料的可行性评价方法。

背景技术

贫化铀(Depleted Uranium)是天然铀经富集、提取²³⁵U后剩余的副产品，具有密度大，中子俘获截面大，对中子和γ射线都有良好的屏蔽效果，同时具有辐照稳定性良好，熔点高，导热性好，机加工性能好等优点，是一种性能优异的结构屏蔽材料。受体积和重量的限制，船用核动力装置对屏蔽材料性能和轻量化的要求更高，因此可考虑将贫化铀用作船用核动力舱室防护材料。

目前，在对屏蔽材料进行屏蔽性能评价时，国际上大多采用蒙特卡罗粒子输运程序进行模拟计算，根据设计方案建立反应堆堆芯及屏蔽层布置模型，模拟计算屏蔽后透射通量大小，然后对材料的屏蔽性能进行对比分析。

将贫化铀用作船用核动力舱室防护材料时，由于核潜艇堆舱内有很强的中子辐射，会引起贫化铀的活化甚至裂变，因此不仅要评价贫化铀对中子、γ射线混合场的辐射屏蔽性能，还需要研究分析中子辐照条件下贫化铀中裂变产物、活化产物(含贫化铀本身核素)等附加放射性影响。而贫化铀与中子发生活化和裂变产物的衰变γ射线量是影响评价其可行性的一个重要物理量，蒙特卡罗粒子输运程序仅能计算中子与贫化铀发生辐射俘获而产生的γ射线量，并不能计算二次产物衰变γ射线量，因此仅用蒙特卡罗粒子输运程序对贫化铀的屏蔽性能进行评价将会产生很大的误差。

发明内容

有鉴于此，本发明的目的在于提供一种贫化铀用作核动力舱室防护材料的可行性评价方法，本发明提供的方法充分考虑到了中子与贫化铀的活化和裂变产物对贫化铀屏蔽性能造成的影响，评价结果更为全面。

本发明提供了一种贫化铀用作船用核动力舱室防护材料的可行性评价方法，包括：

步骤1，采用蒙特卡罗程序构建核动力堆堆芯三维几何模型和屏蔽结构几何模型，并进行蒙特卡罗方法模拟计算，得到屏蔽之前堆芯周围不同位置区域产生的中子归一化能谱和γ射线归一化能谱，并根据堆功率计算出屏蔽前中子的实际通量分布和屏蔽前γ射线的实际通量分布；

步骤2，将步骤1得到的中子的实际通量分布输入蒙特卡罗方法粒子输运模拟程序，构建中子辐射场与贫化铀屏蔽层的相互作用过程物理模型并进行屏蔽作用过程模拟，统计给出堆芯周围不同位置区域产生的中子穿过屏蔽层之后的归一化通量值，并根据屏蔽前中子的实际通量分布和屏蔽前γ射线的实际通量分布，计算给出屏蔽后中子的实际通量分布及总通量、屏蔽后γ射线的实际通量分布及总通量，屏蔽后中子的总通量为贫化铀材料中子屏蔽性能评价指标，屏蔽后γ射线的总通量为贫化铀材料γ射线屏蔽性能评价的分指标1；

步骤3，将步骤1得到的屏蔽前γ射线的实际通量分布输入蒙特卡罗方法粒子输运模拟程序，构建γ辐射场与贫化铀屏蔽层的相互作用过程物理模型并进行屏蔽作用过程模拟，统计给出堆芯周围不同位置区域产生的γ射线穿过屏蔽层之后的归一化通量值，并根据屏蔽前γ射线的实际通量分布，计算给出屏蔽后γ射线的实际通量分布和总通量，作为贫化铀材料γ射线屏蔽性能评价的分指标2；