基于蒙卡-点核积分耦合的核电厂退役辐射场计算

针对核电厂退役现场中复杂和简单几何区域并存的问题,以及退役过程对辐射场计算提出的快速、准确的要求,提出了蒙卡和点核积分耦合计算方法,并开发了耦合计算程序。对于单体源模型,由于模型简单,耦合方法、点核方法与蒙卡方法的计算结果均较接近,相对偏差小于10%,但耦合方法的计算速度比蒙卡方法提高了3.5倍;采用耦合方法和蒙卡方法分别计算了多体源模型的辐射场,结果表明耦合方法的计算准确度较高,相对蒙卡方法偏差小于40%,计算时间约为蒙卡方法的1/5。以秦山一期退役辐射场为例开展了计算分析,结果显示,耦合方法与蒙卡方法的计算结果相差不超过1个数量级,但前者计算速度比后者提高了约3倍,说明耦合方法可以满足核电厂退役辐射场计算需要。     

三维辐射场快速计算软件系统开发

正基于蒙卡-点核耦合的计算方案,建立了1套三维辐射场快速计算系统。此计算软件系统集成了蒙特卡罗方法和点核积分方法各自的优点,既可处理复杂的源项和几何结构,又可同时计算大空间厚屏蔽体的剂量场分布。表1列出了各种计算方法的优缺点比较。本文开发的三维辐射场快速计算系统可处理非均匀分布的源项、不对称的几何,并考虑了墙体散射的影响。同时,耦合程序的计算结果精度不受系统大小的影响,也适用于厚屏蔽体的计算,比单纯的蒙特卡罗计算节约了大量的时间。     

核设施退役过程中的辐射场重构与拆除路径优化

辐射场分布和路径选择是核设施退役过程中影响工作人员吸收剂量的主要因素。针对核设施退役过程中多源项的三维辐射场,采用点核积分的方法进行重构,重构结果与蒙特卡罗程序计算结果吻合很好,验证了点核积分法的可行性。将核退役拆除路径问题抽象为一种类旅行商问题数学模型,构造不同拆除路径下所受外照射剂量对应的剂量矩阵,根据辐射防护ALARA(As Low As Reasonably Achievable)原则,利用遗传算法进行寻优。对于多源项退役拆除实例,计算给出了最优化拆除路径和三维可视化显示,并对优化效果进行了讨论。设计开发了面向核设施退役过程的辐射场重构与拆除路径优化功能软件。     

研究堆退役中的快速辐射传输计算方法研究

研究堆退役过程中需要强大的模拟工具来分析辐射场分布,本文针对其辐射场计算过程中结构复杂及大尺度厚屏蔽的特点,探讨了采用确定论方法和随机性方法进行计算的优缺点。在分析辐射场耦合计算趋势的基础上,选取蒙特卡罗与点核耦合的计算方案,对退役过程中放射性废物储存容器所在的大尺度厚屏蔽房间的辐射场分布进行了计算。结果表明,耦合计算在保证计算精度的前提下,相对于蒙特卡罗计算可节约大量时间。     

基于Delaunay三角化方法的三维辐射场可视化研究

根据三维空间立体剖分特点,采用逐点插入法对空间离散点的三角剖分进行改进;对理论计算或实测产生的辐射场离散数据进行重构,得到三维空间内连续分布的辐射场数据;最后结合VR仿真技术,构建某核设施的三维仿真场景,并利用可视化映射技术,实现虚拟环境中的三维辐射场的可视化.结果表明,VR技术与Delaunay三角化方法结合使用可显...     

反应堆退役三维辐射场实时计算及可视化

本文基于DELMIA和VIRTOOLS平台开发的反应堆退役三维仿真原型系统,提出了仿真系统、数据库和计算内核既相互独立又集成统一的三维辐射场计算和可视化技术方案。利用点核积分算法建立了三维辐射场计算模型,得到了能量的对数与转换系数的多项式拟合公式,考虑了设备屏蔽和自吸收效应。采用VS语言和SQL server软件平台编制了三维辐射场计算程序,经验证,在关键点处的辐射水平计算值与测量值的比值小于10,并嵌入了仿真系统,实现了退役场景三维辐射场的实时计算和数据更新。提出了基于行走路径的人员受照剂量计算方法,并实现了可视化显示。     

海上核动力平台核应急辐射场快速反演

提出了一种海上核应急三维辐射场快速反演方法。利用反距离权重方法,基于测量船上预安装的探测器定时回传的辐射监测值,不断迭代优化反演三维空间辐射场,实现真实场景情况下的光子剂量场与核素活度场耦合。结果表明,该方法能快速反演三维辐射场,满足核应急救援时间紧迫的需要,为核动力舰船等核设施应急提供有力的剂量评估与辐射场反演工具。     

蒙特卡罗仿真计算前处理平台的开发与初步验证

当前,核设施与核装备越来越大型化、精细化和复杂化,这种发展趋势将大大增加传统手工编写蒙卡仿真计算模型的难度。针对此问题,本文利用开源几何引擎Open CASCADE开发了蒙卡仿真计算前处理平台,前处理平台提供几何模型的建立与修改、材料模型的创建与输入,以及从CAD模型到蒙卡仿真计算模型的转换等功能,以优化传统手工建模过程。本文主要阐述了前处理平台的总体架构设计、功能模块的实现情况,以及从边界表示法模型到构造实体表示法模型的转换过程,并对不同复杂程度的CAD模型进行了蒙卡仿真计算模型生成验证,初步验证结果表明,前处理平台能自动输出蒙卡仿真计算模型,避免了手工编写计算模型文本,简化了蒙卡仿真前处理过程。     

节块法与蒙特卡罗方法耦合计算研究

普通节块法无法在计算中获得不同组件内精细中子通量密度分布的信息。本文提出一种利用入射角通量将节块法与蒙特卡罗方法相耦合的方法(节块-蒙卡入射角通量耦合方法),并编制了计算程序进行验证。结果表明:本文计算结果与参考值相符,节块-蒙卡入射角通量耦合方法适用于局部特定位置精细中子通量密度等参数的计算,计算效率高,计算结果准确。     

基于点核法的γ辐射剂量计算软件设计

为满足核设施退役过程中需要大量剂量计算要求,利用C#4.0编程语言开发了基于点核方法的γ剂量计算程序PKShield。该程序包含传统点核程序QAD-CGPIC的大部分特性,并且提供了数据输入的图形界面,扩充了放射性源的几何类型。PKShield能够计算具有能谱的多放射性源的剂量分布,且具有较快的计算效率。为了验证PKShield计算方法的有效性和正确性,利用所开发的PKShield与MCNP5进行剂量计算结果比较,结果表明开发的PKShield程序能够正确、有效地计算γ辐射剂量。     

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。      

控制棒驱动机构的步跃冲击响应分析

基于柔性多体系统动力学理论建立了控制棒驱动机构(CRDM)三维实体有限元离散的刚-柔耦合动力学模型,用于计算CRDM在步跃冲击载荷下的响应。模型的方程采用模态缩减方法降低变形坐标维数,可以比非线性有限元方法更为高效地计算CRDM的运动曲线、冲击载荷和应力响应。此外,模型采用三维实体有限单元离散比杆单元离散方法具有更高的计算精度,不仅能准确地计算出大范围运动结果,而且可用于分析CRDM各部件的应力分布,找出局部应力偏大的部位。     

核设施退役虚拟仿真中烟尘输运过程建模及算法研究

基于三维数值计算可实现核设施退役虚拟仿真中烟尘输运过程仿真，而快速且稳定的数值求解方法是实现动态仿真过程的核心。研究中首先建立相应的数学模型，然后采用半拉格朗日方法对方程进行求解。求解过程中首先对方程采用分裂法，得到各分项方程，然后利用半拉格朗日方法对瞬态项及对流项进行求解，对于不可压缩压力方程采用了基于约束思想的投影算法。研究过程中对立方体空间进行了数值仿真，仿真结果的显示采用OpengGL编程实现，获得了三维流场分布及烟尘浓度分布。该方法能实现模型稳定、快速的求解。     

溶液堆落棒及弹棒事故分析

基于实验给出的溶液堆的气泡模型和温度模型,分别用点堆动力学和三维中子输运理论对溶液堆的瞬态进行了模拟和分析。利用研制的程序,对溶液堆不同工况、引入不同反应性的情况进行了模拟,得到了溶液堆可稳定的功率水平和事故情况下的功率波动。数值计算结果表明,基于点堆动力学和反应性反馈机制建立的模型,计算速度快,适合对溶液堆进行在线模拟和快速分析;而基于三维中子输运理论建立的模型,采用改进的准静态方法进行求解,计算精度较高,计算速度可接受,可用来对溶液堆进行精确的安全分析。     

放射性气载流出物取样代表性分析

为获取核设施放射性气载流出物单点连续监测取样位置,提出基于随机轨道模型(DRW)的气-固多相湍流耦合方法求解代表性取样区域。借助k-epsilon湍流模型模拟连续相,并引入离散颗粒模型(DPM)模拟离散相,建立基于DRW模型的排风管道内流道气-固多相湍流耦合计算模型,计算了核设施气载流出物在管道内流道流场分布规律,分析了内流道流体气旋角、气流速度、示踪气体浓度、气溶胶粒子浓度与管道高度间的关联关系。分析结果表明,随着截面高度的增加,气旋角、气流速度变异系数(COV)、示踪气体浓度COV及示踪气体浓度最大值与平均值的偏差逐渐降低并趋于稳定,气溶胶粒子浓度COV在截面6与截面8满足取样代表性要求;基于计算流体动力学方法可快速地确定出代表性取样位置,为气载流出物单点取样现场试验提供了理论参考依据。     

自主化堆芯三维核设计软件COCO研发

中国广东核电集团正在开发的三维堆芯核设计软件COCO将具备堆内功率分布计算、精细功率分布计算、临界硼浓度搜索、控制棒临界搜索、核子密度计算等基本功能。COCO采用格林函数节块方法作为求解器计算堆芯的功率分布,采用单通道模型和棒传热模型来计算慢化剂的密度和燃料温度。COCO已实现从寿期初到寿期末的燃耗计算能力。通过与参考程序的数值比较发现,COCO采用的理论模型和耦合流程正确,计算精度可满足工程设计的需要。     

某核设施退役中241Am现场防护方法和评估

在某核设施退役的施工过程中,对²⁴¹Am气溶胶的防护采取了佩戴呼吸器的方式,因此,呼吸器的防护效果至关重要。本文根据工程实践中获得的数据对呼吸器的防护效果进行了计算和评估。结果表明,防护效果能达到目标管理要求,佩戴呼吸器进行现场防护的方法安全有效,可在其他核设施退役工程中推广应用。     

基于蒙特卡罗-离散纵标双向耦合方法的快中子注量基准分析

蒙特卡罗（MC）-离散纵标（S_N）双向耦合方法是解决大型复杂核装置屏蔽问题的有效方法。本文针对三维MC-S_N双向耦合方法在大型压水堆核电站屏蔽计算中的应用,进行了基准验证分析。基于美国核管会（NRC）发布的NUREG/CR-6115压水堆基准模型,采用自主开发的三维MC-S_N双向耦合屏蔽计算分析方法,利用MCNP4C精确计算堆芯到热屏蔽精细模型以及位于压力容器内部计算区域的精确模型,三维S N 程序TORT用于进行热屏蔽到第2下降区外表面间的计算。通过自主研发的接口程序实现MC粒子概率分布与S_N角通量密度间的相互转换,实现MC和S_N 双向耦合计算。三维MC-S_N双向耦合方法计算结果与基准报告提供的MCNP、DORT结果符合良好,初步验证了该方法解决大型复杂核装置屏蔽问题的可行性。     

1E级设备γ辐照鉴定技术研究

本文介绍了沉箱式堆照钴靶辐照装置及核级设备辐照试验的剂量特性要求。采用建立辐射场空间剂量率计算模型、编制计算程序的方法,对堆照钴靶辐射场装载方案进行了设计;采用化学剂量计多点测量的方法,测定了装载后辐射场的剂量率分布;通过对辐射场空间分布特性的分析,确定了辐照样品的摆放位置及其对应的辐照剂量率;最后给出了总辐照剂量的主要影响因素及评估方法。结果表明,在辐照装置的全尺寸空间范围内,剂量率分布均在0.14~0.42Gy·s-1范围内,且最大有效辐照空间可达1 200mm×1 200mm×1 000mm,各项指标均满足1E级设备辐照鉴定试验的要求。     

泊松克里金算法在核辐射场重构中的应用研究

为验证泊松克里金法在核辐射场重构中的应用效果,本文对泊松克里金算法在辐射场剂量率插值计算中的计算原理进行了研究,结合代理模型对泊松克里金算法进行了求解。通过SuperMC软件建立虚拟辐射场,对泊松克里金算法的参数影响进行了分析,筛选出二次多项式基函数和GAUSS误差相关模型。采用6150AD-b闪烁体探测器对实际放射源进行测量,并利用实测辐射场剂量率数据和福岛周边空间剂量率数据对泊松克里金算法在核辐射场重构中的可行性进行了验证。结果表明：小范围简单辐射场中,样本数据量为网格点数的1/10时,平均相对误差在10%以内;大范围辐射场中,辐射热点区域略有偏移,平均相对误差为141.69%。以上结果表明,该方法在快速、低成本解决未知放射源辐射场的重构问题中有一定的潜力。