乏燃料运输容器二维辐射屏蔽优化分析

智能辐射屏蔽优化设计软件平台是基于遗传算法程序和一维离散纵标程序ANISN而开发的一维多目标屏蔽优化程序。使用该程序对乏燃料运输容器进行辐射屏蔽优化设计,构建了乏燃料运输容器多目标优化辐射屏蔽设计的计算模型,对乏燃料运输容器重量和外部剂量率进行了优化计算,并使用蒙特卡罗程序MCNP/4C进行校核计算。优化后乏燃料运输容器重量为原来的81.1%,剂量率下降到原来的65.4%以下。该程序计算结果与MCNP/4C校核计算结果最大偏差小于5%。计算结果证明了优化设计方案的可行性并验证了该程序计算的正确性。     

MCNP4C在HTR-PM设备γ射线屏蔽设计中的应用及与QAD-CGA对比研究

本文基于球床模块式高温气冷堆核电站(HTR-PM)反应堆设备间γ射线辐射屏蔽设计工程实例,建立了乏燃料中间贮存系统的蒙特卡罗模型,给出了蒙特卡罗方法计算程序MCNP4C和点核积分方法计算程序QAD-CGA的计算剂量值,并通过对二者进行分析和对比,得知点核积分程序QAD-CGA的计算结果较蒙特卡罗程序MCNP4C的计算结果偏大.     

屏蔽设计组合优化研究

提出了一种寻找最优的屏蔽设计方案的屏蔽设计组合优化方法:首先通过建模,将屏蔽设计问题转化为各种屏蔽材料的组合优化问题;然后利用优化算法结合一维ANISN屏蔽计算程序,编写屏蔽设计优化程序来搜索最优方案;最后使用MCNP或DOT等精确的屏蔽计算程序进行屏蔽设计方案验证,实践证明这种方法简便易行。     

2MW液态钍基熔盐实验堆主屏蔽温度场分析

反应堆主屏蔽是核反应堆的重要组成部分,用来有效降低反应堆运行时屏蔽体外的辐射剂量水平,以满足反应堆部件材料对辐射限制的要求。温度是影响反应堆主屏蔽性能的重要因素。针对2 MWth液态熔盐堆(2-MW liquid-fueled molten salt experimental reactor,TMSR-LF1),采用MCNP软件获得功率分布后,利用Fluent软件对主屏蔽进行温度场计算。计算过程中利用Python语言编写了程序(MCNP to Fluent,MTF)来实现将MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)计算结果转换为功率密度的空间分布,以用户自定义函数(User-Defined Function,UDF)形式导入到Fluent,解决了MCNP计算结果不能直接导入到Fluent的问题,并分别计算了TMSR-LF1熔盐堆不同环境温度下的主屏蔽温度场分布情况。结果表明,在环境温度为5°C、18°C、25°C、30°C、35°C、40°C情况下,TMSR-LF1熔盐堆主屏蔽普通混凝土墙温度均低于要求限值,达到设计要求。     

MCNP4C在HTR-PM设备γ射线屏蔽设计申的应用及与QAD-CGA对比研究

本文基于球床模块式高温气冷堆核电站（HTR-PM）反应堆设备间γ射线辐射屏蔽设计工程实例，建立了乏燃料中间贮存系统的蒙特卡罗模型，给出了蒙特卡罗方法计算程序MCNP4C和点核积分方法计算程序QAD-CGA的计算剂量值，并通过对二者进行分析和对比，得知点核积分程序QAD-CGA的计算结果较蒙特卡罗程序MCNP4C的计算结果偏大。     

氟盐冷却高温堆精细中子通量密度分布计算方法研究

氟盐冷却高温堆(FHR)作为第4代核能系统,对安全性和经济性更加注重。FHR全空间中子通量密度的精细分布数据对于材料构件的辐照损伤计算、放射性源项分析以及辐射屏蔽设计等均有重要意义。针对这一需求,本文采用离散纵标(SN)方法为蒙特卡罗(MC)方法偏倚计算提供所需的源偏倚和权窗参数,使蒙特卡罗粒子均匀地分布于整个计算模型空间,从而有效降低中子通量密度分布计算的统计误差。在该方法的基础上,编写了耦合程序SN2MCNP,并使用该程序对FHR全空间的中子通量密度分布进行了精细计算。经对比验证,在同样的计算时间和统计方法的要求下,单独使用MCNP计算的结果中,只有30.1%的相对误差达到要求(10%),而使用SN2MCNP的计算结果中则有99.6%的相对误差达到要求(10%)。     

含硼不锈钢材料中子/γ综合屏蔽性能计算分析

采用蒙特卡罗粒子输运程序与燃耗计算分析程序相结合(MCNP5/ORIGEN2.1)的方法对辐射防护不锈钢材料屏蔽性能和活化产物进行了综合计算分析。结合辐射屏蔽设计结构优化方法和性能计算的具体要求,给出了中子/γ综合屏蔽性能分析评价方法,针对核反应堆单层外照射三层屏蔽结构简化模型,模拟计算了硼不锈钢和普通不锈钢材料对中子/γ混合辐射场的中子、光子、(n,γ)反应产生的光子、材料内二次活化产物光子的屏蔽效果,并对防护材料的综合屏蔽性能进行了评价。     

MC法模拟韧致辐射对屏蔽材料积累因子的影响

本文用MCNP程序模拟计算了有无韧致辐射时屏蔽材料的积累因子,研究在不同条件下γ射线产生的次级电子的韧致辐射对积累因子的影响。模拟结果表明:低能(2 MeV)γ射线下韧致辐射对积累因子影响很小,高能(6 MeV)γ射线下韧致辐射对积累因子影响很大;γ射线能量越大、屏蔽厚度越大或屏蔽材料原子序数Z越大,韧致辐射对积累因子影响越大。并且在涉及或不涉及韧致辐射情况下,用MCNP模拟计算的积累因子与理论计算值基本一致。     

混合辐射场测量中屏蔽设计的组合优化方法

在混合辐射场测量中，各测点的辐射环境和测量目标不同，同一种屏蔽方案不能很好地满足各测点的需要。有必要发展一种辐射屏蔽自动优化设计方法，实现屏蔽效果的定量评价，并针对不同情况进行屏蔽优化。根据代价利益分析方法提出了辐射屏蔽措施的优化评估方法；引入遗传算法建立了组合屏蔽自动设计方法。计算表明该评价方法与文献及MCNP模拟计算结果相符；在典型的裂变中子、裂变r混合辐射条件下，优化设计方案的辐射干扰相当于原方案的44％。组合屏蔽设计方法可以针对特定辐射环境和测点参数进行自动优化设计，对混合辐射场测量的方案设计和数据分析具有积极的作用。     

核聚变装置HT-7U环境辐射剂量蒙特卡罗模拟计算与分析

在聚变评价数据库FENDL／2的基础上，采用三维蒙特卡罗输运程序MCNP／4C，对核聚变装置HT07U运行时的环境辐射剂量率进行了模拟计算及相关分析，着重研究了HT-7U硼水屏蔽层不同设计方案对环境剂量率的影响。计算结果表明，硼水层有效地减小了装置运行时周围环境的辐射剂量率，而浓缩硼水方案相对天然硼水方案，屏蔽效果提高不明显。同时本文也对聚变装置环境辐射剂量计算中的天空反(散)射效应进行了初步的研究，计算结果显示，当屏蔽大厅顶厚减至0．5m以下时，装置运行时大厅外辐射剂量分布呈现明显的阴影效应。     

船用反应堆屏蔽设计的可视化与快速计算功能开发

船用反应堆的屏蔽设计问题直接关系到核能能否安全的用作舰船的动力系统。MCNP在船用反应堆的屏蔽计算中应用十分广泛,但其输入程序的编写及输出结果的整理较为繁琐,为了使用户更加简便的编写MCNP输入文件,直观的分析输出结果,本文开发了针对MCNP输入与输出文件的可视化软件。此外,在船用反应堆的屏蔽设计过程中需要MCNP进行大量屏蔽计算,所耗时间过长,为了实现在一定误差范围内的快速计算功能,本文采用BP神经网络模拟学习MCNP的计算过程,仅需给出指定的输入变量即可预测屏蔽计算输出结果,解决了MCNP计算耗时过长问题,提高了屏蔽设计优化效率。     

基于BP神经网络的船用反应堆屏蔽设计快速计算功能研究

船用反应堆的屏蔽设计问题直接关系到核能能否安全的用作舰船的动力系统,而在屏蔽设计问题中屏蔽计算是十分重要的环节。为了实现在一定误差范围内实现快速计算功能,采用BP神经网络模拟学习MCNP的计算过程,仅需给出指定的输入变量即可预测屏蔽计算输出结果,解决了MCNP计算耗时过长问题,提高了屏蔽设计优化效率。     

基于非支配排序遗传算法的辐射屏蔽多目标优化方法研究

为提高反应堆辐射屏蔽结构设计效率与设计性能,减少传统辐射屏蔽设计方法的主观经验影响。本文基于非支配排序遗传算法对反应堆屏蔽结构开展多目标优化方法研究,并开发了反应堆辐射屏蔽多目标优化计算分析程序;利用典型反应堆辐射屏蔽结构模型对此优化方法和计算程序开展了初步验证。结果表明,非支配遗传算法可正确有效地用于辐射屏蔽结构的设计,优化效果显著。      

船用堆辐射屏蔽优化设计平台开发与验证

船用堆对核反应堆屏蔽设计提出了更高的要求,传统辐射屏蔽设计方法及设计软件已不能满足要求。为了得到更加精确的辐射屏蔽设计,本文基于开源的SALOME框架建立了一套集“几何建模-材料建模-屏蔽优化-结果可视化”功能为一体的船用堆辐射屏蔽多目标优化平台——MOSRT。MOSRT平台可实现屏蔽结构三维CAD实体建模、基于遗传算法的辐射屏蔽多目标优化以及屏蔽计算结果剂量场三维可视化。基于Savannah和MRX船用堆模型对MOSRT平台进行了辐射屏蔽优化验证,优化方案与初始方案相比,在剂量、质量、体积方面均得到了良好的优化效果,证明了MOSRT平台初步具备辐射屏蔽优化设计功能,可为船用堆工程及概念屏蔽设计提供辅助设计手段。      

MCNP在次临界装置实验中的应用研究

MCNP3B程序是一个大型的多功能蒙特卡罗程序,可用于屏蔽设计和应用孔道的设计,以及某些临界装置的设计计算。文章介绍了应用MCNP3B程序对DF堆次临界装置的几个实验布置进行的物理参数计算,并将计算结果与实验结果进行了比较。通过对DF次临界装置的研究,以求MCNP3B程序能为零功率实验提供指导性意见,保证零功率实验的安全。     

基于离散纵标法与蒙特卡罗方法的三维耦合程序开发

辐射屏蔽设计是核装置工程设计的核心内容之一。单一的离散纵标法(比如SN)或蒙特卡罗方法(MC)在大型核装置屏蔽计算分析方面均存在一定限制。为了满足大型复杂核装置精确辐射屏蔽计算要求,本文实现了三维SN-MC耦合方法,并发展了相应的三维耦合程序系统。该程序结合了SN方法解决深穿透问题的优势和MC方法模拟复杂几何的长处,克服两种方法的缺点,为保证屏蔽系统优化设计的质量提供有力的技术支持。采用接口程序和MC自定义源抽样程序将SN计算得到的粒子角注量率转换为MC计算所需的源粒子信息,为下一步MC计算提供源项,实现三维SN-MC耦合输运计算。采用MC、SN、SN-MC耦合三种方法对直角坐标系和圆柱坐标系下的测试例题进行了计算比较分析。计算结果吻合良好,初步证明了所开发的三维SN-MC耦合程序的正确性。