壓水堆核電站活化產物源項計算程序CPAP的開發

呂煒楓 陳明亮 黃倩倩 宋 譽 洪 浩

（中廣核工程有限公司核電安全監控技術與裝備國家重點實驗室 深圳 518172）

在壓水堆核電站功率運行期間，來自堆芯的中子將會對堆外設備和墻體材料進行活化，從而產生活化產物源項，進而對停堆期間和退役期間核電站內工作人員產生輻射影響，而且隨著核電站運行年限的增長，中子活化產生的長壽命核素（如60Co）的活度將逐漸增加，因此有必要建立堆外設備和墻體材料內活化產物源項的精細評估手段，從而為后端的屏蔽設計和廢物處理提供輸入。

美國橡樹嶺實驗室基于矩陣指數法開發了求解燃耗方程的燃料組件中裂變產物核素和活化產物核素源項的計算程序 ORIGEN-S［1］。ORIGEN-S 程序基于點燃耗進行計算，其已廣泛應用于國內外核電站設計。

歐洲原子能共同體和英國原子能管理局共同開發了歐洲壓水堆活化產物源項計算程序FISPACT-2007［2］。FISPACT-2007基于歐拉指數法開發，可計算高能中子裝置的材料活化以及壓水堆和聚變堆中材料的活化情況。其計算配套的核數據庫為EAF-2007。

華北電力大學韓文靜等［3-5］分別基于歐拉指數法和切比雪夫有理近似法（Chebyshev Rational Approximation Method，CRAM）對燃耗方程進行求解，采用EAF-2007數據庫開發了活化產物源項計算程序EuACT和ABURN。其中，EuACT程序為基于歐拉指數法開發，ABURN程序為基于CRAM方法開發。其基于ABURN程序計算了聚變堆第一壁活化例題和UO2燃料燃耗例題，并將ABURN程序的計算結果與歐洲活化產物源項計算程序FISPACT-2007進行對比。結果表明：ABURN程序可達到FISPACT-2007程序同等精度，并且由于采用了CRAM方法，程序在燃耗步設置方面具有高度的靈活性，初步驗證了ABURN程序的可用性與準確性。……