压水堆核电厂放射性活化源项计算

研究反应堆相关结构材料活化源项,对核电厂设计、运行及退役都有十分积极的意义和价值。本文利用离散纵标程序DORT计算反应堆堆腔内的中子注量率空间分布情况,通过数值解析的方法计算反应堆堆腔内主要结构材料中活化产物的活度浓度,进而计算活化源强(即γ射线源强,表征γ射线发射率与γ射线能量的关系),分析并建立一套空间分布活化源项研究体系,并与基于点燃耗模型的ORIGEN程序计算结果进行比较。计算结果表明,在活化源强计算中,基于离散纵标法的活化源强计算方法,在堆内构件等中子注量率变化明显之处拥有显著的精度,而ORIGEN程序则比较适合于厂房空间及主设备等中子注量率变化不明显之处。     

HWRR堆本体退役风险评价

建立了一种针对反应堆退役的风险评价方法,主要包括源项分析、危害分析、频率分析、事故后果分析和风险分析5个环节,依据该方法设计开发了反应堆退役风险评价系统（RDRAS）。采用RDRAS对重水研究堆（HWRR）堆本体退役包含的11项退役活动中可能出现的53种情况,分别进行建模和计算,确定了每种情况下工作人员面临的放射性风险,并对结果的不确定性进行了分析。     

HWRR屏蔽层活化源项研究

反应堆屏蔽层通常由钢筋混凝土浇筑而成,体积及重量巨大,是反应堆退役源项的重要来源之一。通过建立反应堆3D计算模型,利用MCNP和ORIGEN活化计算程序计算了重水研究堆(HWRR)屏蔽层不同位置的中子注量率和活化源项。为验证计算模型和计算结果的准确性,在HWRR屏蔽层活性区中央位置沿水平方向进行钻孔取样,对获得的混凝土样品中的~(60)Co和~(152)Eu的活度进行了测量,分析结果与计算结果较吻合,证明了理论计算模型的准确性。最后对HWRR屏蔽层的活化深度进行了计算,得出反应堆屏蔽层活化深度最大值为600 mm。计算结果证明保留外层屏蔽层的退役方案从理论上是可行的。     

DAG-OpenMC在聚变中子学分析中的应用研究

聚变装置工程模型极其复杂,使得中子学分析的建模十分繁琐和耗时。开源蒙特卡罗程序OpenMC通过集成DAGMC(Direct Accelerated Geometry Monte Carlo),可以直接基于CAD模型进行粒子输运模拟计算,该特性可显著提高复杂工程模型的建模与分析效率。以中国聚变工程试验堆（China Fusion Engineerging Test Reactor,CFETR）为对象,开展OpenMC在聚变中子学分析中的应用研究。基于CFETR一维柱壳模型验证OpenMC与MCNP计数结果的一致性。根据等离子体空间分布特点,基于源扩展接口自定义源类和源函数准确描述复杂聚变中子源。利用DAG-OpenMC的CAD几何功能成功建立了CFETR的三维模型,并计算获得了中子壁负载分布、氚增殖率和核热沉积等物理量。结果表明：DAG-OpenMC与MCNP的计算结果具有极好的一致性。在建立复杂的聚变堆工程模型时,基于CAD几何功能极大地提高了建模效率。DAG-OpenMC在聚变中子学应用中关键问题的验证表明了其处理复杂工程结构条件下聚变中子学问题的可行性。     

101重水研究堆安全关闭过渡期放射性源项调查

针对我国第1座研究性反应堆（101重水研究堆）安全关闭过渡期的放射性源项调查,采用对可达部位取样分析与理论计算相结合的方法,给出了堆本体主要部件的中子活化源项。采用现场测量和对管道、设备内壁取样的方法获取了回路系统污染源项。另外,对反应堆厂房构筑物地面和墙面的污染水平、乏燃料保存水池和废树脂等进行了较为全面的现场测量和取样分析。通过源项调查,初步掌握了101重水研究堆退役的主要放射性源项的特点和存留量。     

普贤堆退役放射性评价方法及主蒸汽管道室的中子能谱计算

介绍了日本普贤堆(Fugen)的概况和主要设计参数,以及该堆今后的技术发展趋势。根据该堆的退役现状,介绍日本的退役战略方针以及普贤堆采用的退役方法和今后的退役步骤,并采用MCNP程序对普贤核电厂主蒸汽管道内蒸汽^17N(β,n)反应产生的相对中子通量和中子能谱进行计算,据此分析了主蒸汽密度、主蒸汽管道半径对中子能谱计算结果的影响。结果表明．改变电厂运行瞬态不会影响主蒸汽管道室的中子注量分布,而增大主蒸汽管道尺寸则能够有效地降低管道保温材料所受的中子照射,这一结果对今后电厂核设施的辐照影响分析以及放射性评价具有一定的意义。     

中子噪声间隔分布实验及计算方法研究

利用微观噪声分析方法中的时间间隔分布方法进行反应堆动态参数的实验研究。阐述了利用MSP430单片机采集中子脉冲时间间隔分布,以及将数据传入PC机实时处理的方法;对清华大学工程物理系次临界装置的中子信号的间隔分布进行测量,并分析测量结果,以研究如何根据时间间隔分布的原理由测量数据得出α本征值的计算方法;论文通过实验给出了源中子和堆内中子计数分布的差别,利用同批次的测量数据,以罗西-α方法、方差平均值比方法以及理论计算值对实验结果进行了验证,确认了这种计算方法的正确性和精确性,以及时间间隔方法用于动态参数测量的优越性。     

基于R2S方法的反应堆结构材料活化剂量计算研究

反应堆结构材料在堆芯中子辐照下由于中子活化反应而产生大量的放射性核素,其衰变光子是反应堆停堆检修、换料、退役过程中工作人员职业照射剂量的重要来源。本文基于严格两步法（R2S）,研究了反应堆结构材料栅元活化计算方法,并基于蒙卡粒子输运程序（MCNP）与点活化计算程序（ORIGEN）建立了反应堆结构材料活化剂量计算软件（MOCA）。通过开发功能接口与数据接口程序实现输运程序与活化计算程序的自动耦合,进而实现“中子输运-活化分析-剂量计算”全自动耦合分析。利用M5包壳活化计算模型、不锈钢活化计算模型和NUREG/CR-6115压水堆模型对MOCA进行基准验证,证明了MOCA的正确性与可靠性。      

cosRMC复杂曲面开发及在聚变中子学的应用

中国聚变工程实验堆（CFETR）是我国自主设计和研制的重大科学工程,CFETR旨在与ITER相衔接和补充,为研制DEMO级别聚变堆电站提供必要的技术。蒙特卡罗方法在聚变中子学与屏蔽设计等方面具有重要作用。本文基于自主化蒙特卡罗程序cosRMC,研究了蒙特卡罗复杂曲面建模的数学模型和计算方法,开发了复杂曲面建模功能,并通过PPCS（power plant conceptual study）模型验证了该功能实现的正确性。然后构建了CFETR的三维精细化模型,并利用该模型对CFETR包层设计中的关键中子学参数进行计算分析。结果表明,cosRMC对中子学参数氚增殖比、中子壁载荷和核热沉积的计算结果与MCNP的计算值吻合良好,相对偏差均小于5%,满足工程设计需求。研究证明了cosRMC应用于聚变堆包层中子学分析的正确性和有效性。CFETR中子学参数的计算分析,也为其设计和优化提供了参考。     

SPRR-300堆生物屏蔽层活化情况调查

反应堆生物屏蔽层是反应堆退役阶段的重要源项之一。通过建立计算模型,使用MCNP和ORIGEN2程序计算获得了SPRR-300堆生物屏蔽层的活化情况。为校核理论计算结果,对SPRR-300堆生物屏蔽层混凝土进行了取样分析。取样分析结果与理论计算结果较为一致,证明了理论计算模型的准确性。通过对取样分析结果进行拟合,获得了SPRR-300堆生物屏蔽层针对60 Co核素的活化厚度,即1.1m高度处的活化厚度为840mm,1.5m高度处的活化厚度为680mm。     

JMCT-S一次屏蔽计算源项生成功能开发

一次屏蔽计算对于评估工作人员的辐射剂量、确保反应堆压力容器(RPV)及堆内构件在整个反应堆寿期内的安全性以及防止混凝土屏蔽体及其外部部件和结构被过度活化具有重要的意义。对于一次屏蔽源项的处理,JMCT-S程序自带的源粒子抽样功能无法完全满足其计算需求。本文开发了JMCT-S程序的源项生成程序和源抽样子程序,并在秦山一期和CAP1400一次屏蔽计算模型上进行了验证和应用。数值结果表明,推导的理论模型和开发的程序是正确的,从而为后续提高一次屏蔽设计精度提供了基础。     

CNP600机组替代二次中子源装料及无源临界

二次中子源组件是压水堆传统装料和临界中常用的相关组件,但是秦山第二核电厂(简称"秦二厂")1号机组所使用的二次中子源组件接近使用寿命,继续使用存在破损或失效风险,为此决定在秦二厂1号机组第14循环实施替代二次中子源项目.经过理论论证与试验验证,表明使用具有一定燃耗深度的燃料组件可以替代二次中子源的作用.随后秦二厂在制定...     

压水堆核电站堆芯物理/热工水力耦合特性研究

采用RELAP5-HD作为堆芯耦合计算程序,以秦山核电二期工程反应堆堆芯为研究对象,建立堆芯活性区的物理/热工水力耦合模型,在此基础上进行了稳态计算和掉棒事故仿真研究。结果表明,使用RELAP5-HD计算得到的结果与电厂实测值符合较好,获得的掉棒事故参数曲线能准确反映事故工况下的参数变化趋势。稳态和事故工况的计算结果均符合堆芯物理/热工水力反馈效应的理论分析,证实了所建立的堆芯耦合模型的准确性,为下一步进行核电站系统的仿真分析提供基础。     

聚变-裂变混合能源堆球模型中子学对算研究

利用蒙特卡罗程序和自主开发的蒙特卡罗-燃耗耦合程序MOCouple-s,对北京应用物理与计算数学研究所提出的聚变-裂变混合能源堆球模型进行了对算研究。对初始时刻及各燃耗时刻下的有效增殖因数、能量倍增因子、氚增殖比、中子源强度等堆芯参数进行了比较,结果总体符合较好。对寿期末重要核素的成分进行了详细比较,除个别核素外,偏差很小,表明所采用的计算程序与核参数库一致性良好。对核参数库的选择、铀水体积比等对燃耗计算结果的影响进行敏感性分析,并对外中子源驱动的次临界堆芯的燃耗计算进行详细讨论,提出可行的燃耗计算基准。     

Study of kinetic parameters in the RA-4 reactor by means of computational modeling and neutron noise measurements

It was carried out a study of the kinetic parameters of the reactor RA-4 (SUR-100 type reactor) by means of a simulation with calculation codes and a measurement with the neutron noise technique. For the simulation the WIMS (cell calculation) and PUMA (3D diffusion code to model a complete reactor) codes were used to estimate the ‘effective delayed neutron fraction’ (β_eff), the ‘prompt neutron generation time’ (Λ), and the ‘prompt neutron decay constant’ (α). In addition, a sensitivity analysis was made to determine the best nuclear data evaluations for this model and the influence of variables such as the mean speed of neutrons, the nuclear delayed neutron fraction and the delayed neutron fission spectrum. The neutron noise technique was used to determine α. The comparison between the results for the value of α obtained by the simulation and the experience shows a good agreement. In this way the validity of a diffusion calculation for a small reactor with important heterogeneities is verified, making certain modifications to avoid the limitations of this theory.     

ADS次临界系统中子时空动力学计算与瞬态分析

加速器驱动次临界反应堆(ADS)中子时空动力学计算需要考虑外中子源和空间分布的影响,比临界系统中子动力学计算要复杂得多。本文将改进准静态(IQS)近似与蒙特卡罗(MC)方法相结合,对于带外源的ADS次临界系统中子时空动力学过程,形状函数、动力学参数由MCNPX程序计算得到,幅度函数与集总参数热工反馈模型进行耦合计算,并开发了IQS/MC计算程序可视化操作界面。针对CIADS靶堆耦合系统参考方案物理模型,对引入束流瞬变及无保护失流工况过程进行瞬态模拟计算分析,给出了堆芯相对功率、燃料温度及冷却剂出口温度随时间的变化曲线。同时,将中子注量率进行分群计算,得到了堆芯分能群的相对中子注量率网格分布随时间的变化,模拟结果与理论分析一致。     

一次屏蔽计算TORT程序源项生成方法研究

一次屏蔽计算对于评估工作人员的辐射剂量、确保反应堆压力容器(RPV)及堆内构件在整个反应堆寿期内的安全性、防止混凝土屏蔽体及其外部部件和结构被过度活化具有重要意义。本文推导了TORT程序三维源分布计算公式和源几何转换方法,编写了相应的程序模块,并在秦山一期、CAP1400和CAP1700计算模型上进行了验证和应用。结果表明,本文推导的理论模型和开发的程序是正确的,为后续提高一次屏蔽设计精度提供了基础。     

六角形组件源项计算方法研究

为了满足水-水高能反应堆（VVER）或快堆屏蔽计算需求,编写了离散坐标（SN）和蒙特卡罗（MC）六角形组件源项计算程序,并且在VVER堆型上进行了验证。数值结果表明,对于吊篮内表面到压力容器外表面径向的三群中子和光子注量率分布,SN和MC计算得到的大部分中子和光子计算偏差小于30%,证明理论模型和程序是正确的,可以用于VVER或快堆的屏蔽计 ?      

微型中子源反应堆热工水力安全分析

微型中子源反应堆（简称微堆）是一种典型的罐池式反应堆,采用自然对流循环冷却。为研究微堆的安全性,对其额定功率运行以及事故工况下的瞬态热工水力特性进行了模拟。针对额定功率运行工况,采用CFD软件进行瞬态热工水力三维数值模拟,同时采用RELAP5程序进行一维计算,二者计算结果相符,表明了计算结果的正确性及额定功率工况的安全性。采用RELAP5程序对反应性引入事故进行了计算,计算结果进一步印证了微堆的自稳特性和固有安全性。     

基于Dragon与Donjon程序的液态熔盐实验堆临界计算与分析

基于组件输运程序Dragon与堆芯节块法程序Donjon,对包含有上下熔盐腔室、控制棒、实验孔道与中子源孔道的液态熔盐实验堆堆芯进行了计算与分析,给出了液态熔盐实验堆不同组件的等效均匀化模型。根据液态熔盐实验堆特性将中子能群划分为5种少群能群结构,基于所划分的每一种少群能群结构,对单根控制棒与不同控制棒组插入堆芯后的有效增殖因数和控制棒价值进行了计算分析。结果表明,7群能群结构具有更好的计算结果。基于7群能群结构开展了堆芯径向与纵向功率分布,以及控制棒拔出后堆芯的温度反应性系数计算分析,其计算结果与MCNP5计算结果相近,证明了模型等效的合理性以及Dragon和Donjon程序对液态熔盐实验堆的适用性。