《１前言》

１前言

由于裂变产物 135Xe 具有很大的吸收截面和短的半衰期（T1/2 = 9.083 h），在反应堆启动后，135Xe 浓度会很快增加并趋近饱和，而停堆后又会很快地衰变，这将使反应性在较短时内发生较大变化，给反应堆运行带来很多问题；堆芯燃耗对反应性、核燃料装载量和堆芯寿期有重要影响，因此研究裂变产物中毒和燃耗对反应堆安全运行有重要的理论意义和应用价值。

MCNP 程序可求解任意三维复杂几何系统内的粒子输运问题，具有真实模拟粒子轨迹的特点，具有非常强大的几何处理能力，但其不能直接进行燃耗计算。为此，文章利用 MCNP 和 ORIGEN2 程序耦合，实现燃耗计算。

《２ MCNP – ORIGEN2 耦合算法》

２ MCNP – ORIGEN2 耦合算法

MCNP 通过模拟大量粒子行为并记录它们平均行为的某些特征来得到输运方程的解。在反应堆内，中子通量密度沿燃料元件轴向按余弦分布。故沿轴向将燃料元件分为 10 层，对每层分别记数，以能更精确地模拟堆芯中子通量密度分布。

ORIGEN2 程序包括较完整的衰变链、裂变产额、各种核反应截面及其释放能等数据。广泛用于计算点燃耗及放射性衰变的计算机程序，分别输入活化构件位置处的中子通量密度、构件材料成分、辐照时间，程序就可输出各种放射性活化核素在每个构件中活度。核素的总量随时间变化率（）可由如下的非齐次一阶常微分方程描述：

同其他燃耗耦合程序类似，利用 MCNP 计算堆芯中子通量密度分布，修正 ORIGEN2 中相关核素的反应截面，ORIGEN2 使用计算出的中子通量密度进行燃耗计算，输出各燃耗步长后的核素成分，传递给 MCNP 进行下一步的计算。图 1 为耦合程序的简化流程图[1] 。

《图1》

图1 MCNP-ORIGEN2 耦合计算流程图

Fig.1 The calculated flow coupled of MCNP-ORIGEN2

《３医院中子照射器 I 型堆裂变产物中毒和燃耗计算》

３医院中子照射器 I 型堆裂变产物中毒和燃耗计算

《3.1 概述》

3.1 概述

文章应用 MCNP－ORIGEN2 燃耗耦合程序，计算了医院中子照射器 I 型堆[2] 30 kW 功率运行，不换料情况下连续运行 10 年（运行模式：8 h/d 、5 d/周、52 周/年、堆芯功率 30 kW）燃料的燃耗情况，10 年等效运行 866.7（等效天）。

《3.2 裂变产物中毒计算》

3.2 裂变产物中毒计算

由于裂变产物中毒达到平衡的时间较短，一般为几十个小时，所以在计算裂变产物中毒时，不考虑燃料燃耗，裂变产物中只考虑135Xe、149Sm 。采用上述方法计算 IHNI－1堆运行 60ｈ时的氙毒（钐毒）效应引起的负反应性，以 6 ｈ为一个时间步长，计算结果见表 1。

《表1》

表1 堆芯氙毒（钞毒）负反应性积累随反应堆运行时间的变化趋势

Table 1 Varying trends of Xe（Sm）poisoning minus reactivity accumulate in the core versus time

由表 1 可知，随着运行时间增加，堆芯氙（钐）浓度增加，堆芯总负反应性增加，当反应堆运行 50ｈ左右，裂变产物中毒达到平衡，平衡裂变产物中毒为 4 mk 左右。

《3.3 计算结果》

3.3 计算结果

采用上述方法，模拟医院中子照射器 I 型堆满功率运行 867ｄ时的燃耗，考虑 41 种重要裂变产物核素，其他裂变核素用氧 – 16代替。部分计算结果见表 2、表 3。

《表2》

表2 第 2 圈燃料元件燃耗计算结果

Table 2 Burnup result of 2nd circle fuel element

《表3》

表3 第 8 圈燃料元件燃耗计算结果

Table 3 Burnup result of 8th circle fuel element

由表 2、表 3可知，随着反应堆的运行，核燃料会不断减少，燃耗的深浅与中子通量密度相关，内圈燃料元件的燃耗深于外圈燃料元件。

《3.4 误差分析》

3.4 误差分析

产生误差的因素主要有以下 3 个方面：ａ. MCNP 材料截面数据有限，不同温度点之间跨度较大，其中存在近似；ｂ. 计算中考虑的核素种类有限，很多产额小、截面小的核素用氧代替；c. ORIGEN2 在计算核素浓度过程中也会产生误差。

《４结语》

４结语

文章建立了基于 MCNP 和 ORIGEN2 的裂变产物中毒和燃耗耦合计算方法，应用此耦合程序计算了医院中子照射器 I 型堆堆芯燃料的燃耗情况，并与 WIMS 和 MCNP 耦合程序计算结果进行了对比分析，其结果存在一定偏差，但总体趋势是一致的，可以作为燃耗分析的一种依据。