MC-MC耦合计算方法在核电厂中子屏蔽设计中的应用

中子屏蔽精细化设计是三代堆型核电厂区别于二代堆的主要辐射防护设计特征之一,其设计优劣直接影响了辐射场内设备寿命及功率运行期间可能进入的工作人员的辐射安全。为了精确、快速、有效解决大尺度复杂厂房中子屏蔽计算难题,提出了将MC-MC耦合计算应用于解决核电厂大型复杂计算模型的中子屏蔽设计方法。通过与欧洲第三代压水堆技术方案(CEPR)设计结果对比表明,计算结果偏差小于15%,满足工程屏蔽设计误差要求,证明该方法的正确性与可行性。该方法已应用于国内某三代堆型核电厂反应堆厂房中子屏蔽设计。     

Preliminary shielding analysis in support of the CSNS target station shutter neutron beam stop design

The construction of China Spallation Neutron Source （CSNS） has been initiated in Dongguan, Guangdong, China. Thus a detailed radiation transport analysis of the shutter neutron beam stop is of vital importance. The analyses are performed using the coupled     

ITER中国固态实验包层中子学性能初步分析

中子学性能分析对国际热核实验堆(ITER)实验包层模块(TBM)的设计评估检验,及其子系统设计提供重要的数据依据。首先利用国际上通用的Monte Carlo粒子输运模拟程序MCNP/4C,数据库采用I-AEA发布的聚变评价核数据库FENDL/2,计算和分析了中国固态实验包层HCSB-TBM主要的中子学特性,包括产氚率和核热沉积。然后应用欧洲活化程序EASY-2007对中国HCSB-TBM经聚变中子辐照后的活化特性进行了计算分析,提供了活度和余热数据。结果表明当前模块设计从中子学角度满足工程要求。     

旋风炉应用技术的研讨

旋风炉是较为年青的炉型,40年代才实用成型,我国在50年代曾一度使用旋风炉,60年代初美、英、原西德、日本开始制造使用。但后来在国内却以“技术不过关不宜推广”而处于停顿状态。分析其原因,是当时国外由于廉价的中东石油产量增多、电厂燃油对环境污染较少,又不占储灰用地等,从而大力发展烧油电厂,50～60年代我国正处在大规模经济建设     

唐山市建立工业废渣综合利用领导小组

1991年11月22日唐山市召开了粉煤灰资源综合利用专题会议。会议决定,建立唐山市工业废渣综合利用领导小组,由一名付市长担任组长,成员包括有关委、局负责人,办公室靠挂市建委,已于92年2月15日开始办公。会议决定,根据省62号令起草“实施细则”,会议     

基于二维S_N方法的岭澳核电站首启堆源量程探测器响应计算分析

采用基于离散纵标方法 (SN)的二维输运程序DORT,对岭澳二期核电站首次启堆情况下的源量程探测器计数进行计算,并对计算过程中会影响结果精度的各种参数进行比较分析;同时将计算结果与岭澳二期核电站实测值进行比较,结果表明:优化模型计算值与测量值之比为1.028±0.050。为后续核电站设计中计算首启堆情况下源量程探测器计数提供借鉴。     

中国散裂中子源靶站中子通道初步屏蔽计算分析

基于中国散裂中子源靶站中子通道设计,采用二维离散纵标程序DORT对中子导出通道各种设计方案的屏蔽效果进行计算分析。计算得出二维剂量场分布及通道中心处剂量当量率轴向分布,并得到较优化的屏蔽方案及模型,确保谱仪大厅内工作人员接受的剂量低于规定的标准。结果表明,未安装谱仪的中子通道屏蔽模型中心含有SS316合金钢时的屏蔽效果较好,剂量在辐射防护标准以下,符合设计要求。中子孔道开闭装置屏蔽模型中前端加入钨板屏蔽效果较好,并随钨板长度的增加,屏蔽效果提高。     

乏燃料干法贮存容器屏蔽性能研究

乏燃料干法贮存容器的屏蔽设计是关系到乏燃料干法贮存设施辐射安全的重要影响因素。以我国自主研发的乏燃料干法贮存容器为对象，重点围绕屏蔽性能目标的合理确定、屏蔽计算方法、计算假设的选择以及计算结果的分析等多方面展开研究。计算分析表明，自主研发的的乏燃料干法贮存容器的屏蔽性能良好，满足辐射安全要求。      

碳钢管线焊接接头的电化学腐蚀行为研究

母材选用A106B管线钢,焊丝选用2.4 mm的实芯焊丝ER70S-G,使用两种焊接工艺(GTAW+SMAW和GTAW)进行钢管对接焊,试样焊接前后均无热处理。通过对焊接接头的焊缝、热影响区和母材的极化曲线测量,研究了两种焊接工艺所得焊接接头各区域的腐蚀行为。结果表明,两种接头不同区域的耐蚀性为:母材热影响区焊缝。     

基于Monte Carlo方法的压水堆相关组件内热源计算与分析

堆芯中核燃料发生裂变时,伴随产生极强的中子及γ辐射,这些辐射在燃料组件中发生能量沉积,产生热应力、辐照损伤等诸多影响反应堆安全运行的因素.尤其对于新型含钆可燃毒物棒组件,国内对此方面的研究需要进一步开展.采用三维蒙特卡罗输运计算程序MCNP和基于ENDF/B的连续截面数据库,对压水堆18个月长、短周期装料方式的堆芯相关组件内热源的释热率分布进行详细计算,计算得出控制棒、阻力塞棒和新型含钆可燃毒物棒释热率精确计算值,并对不同版本数据库中部分关键核素截面对计算结果的影响进行比较分析,为核反应堆堆芯设计提供参考.