压水堆乏燃料运输容器对工作人员的辐射剂量计算

根据NAC-STC型乏燃料运输容器基本参数,用MCNP程序构建乏燃料运输容器、17×17压水堆乏燃料组件和简单人体模型;分别对乏燃料运输容器卡车司机和侧旁工作人员的当量剂量进行计算。计算结果表明:距乏燃料运输容器前端木质减震器1 m处的司机当量剂量为1.82 m Sv/a,距乏燃料运输容器侧面2米处侧旁工作人员的当量剂量为1.78 m Sv/a,均小于(GB18871-2002)《电离辐射防护与辐射源安全基本标准》规定的放射性工作人员剂量水平限值20 m Sv/a,乏燃料运输容器能够满足辐射屏蔽与安全的要求。计算结果将为受人工放射源照射的工人辐射剂量评估提供参考。     

CNSC乏燃料组件运输容器临界安全分析

临界安全作为乏燃料组件运输容器的一项重要安全指标,需经过计算和分析以判断其是否满足法规标准。为分析中国核工业集团有限公司(China National Nuclear Corporation,CNSC)乏燃料组件运输容器临界安全设计是否满足《放射性物品安全运输规程》的要求,使用蒙特卡罗程序MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)构建了保守临界计算模型,对正常和事故工况下CNSC乏燃料组件运输容器进行了临界计算分析。分析表明:正常运输条件下单个货包和货包阵列的k_(eff)最大值为0.804 25,小于次临界限值,临界安全指数为0;事故工况下单个货包和货包阵列的k_(eff)最大值为0.813 17,小于次临界限值,临界安全指数为0。可见,正常和事故工况下,CNSC乏燃料组件运输容器的keff最大值均小于0.94的次临界限值,临界安全指数为0,满足法规标准要求。     

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。      

用计算机分析辐射屏蔽效果

日本科学技术厅的乏燃料运输容器调查研讨委员会1998年10月22日决定与日本核燃料公司运输部门共同用计算机分析评价运输容器的辐射屏蔽效果。为了判明订正运输容器材料数据的技术问题,以改变中子屏蔽材料的密度和硼与氢的浓度来确认容器的性能。其研究对象是4种沸水堆的乏燃料运输容器和2种压水堆的乏燃料运输容器,用计算机分析容器的表面剂量状况和离容器1m处的剂量率。摘自中国原子能科学研究院《科技信息》用计算机分析辐射屏蔽效果     

3m^(3)天然六氟化铀运输货包满载及卸载后的辐射水平分析北大核心CSCD

对运输天然UF_(6)原料的3 m^(3)运输容器在满载和卸料后容器内部的辐射源项及分布情况进行分析,计算两种状态下容器表面及1 m处辐射水平,并与实际测量结果进行了对比。计算结果表明:容器外部辐射主要来源于^(234)m Pa、^(234)Pa和^(235)U的γ辐射;满载时,容器外部辐射水平随时间增加而增加,至3个月时基本达到稳定;卸料后,残料容器中由于衰变子体^(234)Th、^(234)m Pa和^(234)Pa的大量残留,且缺少UF_(6)的自屏蔽作用,容器外部辐射水平高于满载状态,在卸料后2个月,残料容器表面最大辐射水平从167.5μSv·h^(-1)降到30.3μSv·h^(-1)。对卸料后约2个月的两个3 m^(3)运输容器表面辐射水平进行测量,测得最大辐射水平分别为31.3μSv·h^(-1)和28.1μSv·h^(-1),测量结果与计算结果基本一致。鉴于天然UF 6运输活动频繁,运输量大,因而在残料容器返厂运输活动中的辐射防护不容忽视,可通过增加残料容器空置时间、远距离操作和减少操作时间来减少工作人员遭受的照射。     

有效增殖因子的动态模拟计算

讨论了有效增殖因子(k_(eff))的动态计算方法,建立了基于Geant4 toolkit平台的k_(eff)蒙特卡罗(MC)动态计算模型。分别采用动态方法和K静态方法计算了GodivaI反应堆基准实验和偏离临界较远系统时的k_(eff)。结果表明,K静态方法仅适用于靠近临界的系统,而动态方法无论在临界附近还是偏离临界较远均可得到正确的结果。     

锶-90同位素放射源屏蔽结构设计

在~(90)Sr放射源结构设计基础上,利用Monte Carlo程序MCNPX计算~(90)SrTiO_3陶瓷源表面的轫致辐射能谱和放射源外空间的剂量当量分布情况,并计算和设计屏蔽层。结果表明,90SrTiO_3陶瓷放射源表面的平均光子通量率约1.2×10~(10)cm~(-2)·s~(-1),表面最小剂量当量率约20Sv/h;应用厚度为7cm的钨材料屏蔽后,表面和1m处最大剂量当量率分别约为1.35mSv/h和0.027mSv/h,满足放射源运输要求。     

用计算机解析辐射的屏蔽效果

【日本《原子能视野》1999年 1月号第 76页报道】　日本科学技术厅的“乏燃料运输容器调查研究委员会” 1998年 10月 2 2日决定与原燃运输公司共同通过计算机来分析评价运输容器的辐射屏蔽效果。为了弄清楚运输容器材料数据更改的技术性问题 ,就要搞清中子屏蔽材料的密度以及在硼和氢的浓度变化的过程中容器的性能。解析的对象为 4种型号的沸水堆的乏燃料运输容器 ,及 2种型号的压水堆乏燃料运输容器。使用计算机对容器表面剂量的状况及距离容器 1米的场所的剂量率进行解析。用计算机解析辐射的屏蔽效果     

SCALE5.1程序系统中蒙特卡罗方法模块与离散纵坐标模块在乏燃料运输容器屏蔽计算中的比较分析

以某型乏燃料运输容器为计算模型,分别利用SCALE5.1程序系统中的一维离散纵标法程序和三维蒙特卡罗方法程序对运输容器进行了屏蔽计算,计算结果表明,两种方法的总当量剂量率结果相对偏差在10%以内。最后对两个模块的应用特点及差异进行了比较分析,为其在乏燃料容器屏蔽计算中的应用提供参考。     

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。     

田湾核电站乏燃料干式贮存临界安全计算研究

以CASTOR 1000/19干式贮存容器装载田湾核电站六角形乏燃料组件为例,研究六角形乏燃料干式贮存的临界安全问题。基于新燃料假设,应用MONK9A程序对贮存容器满装载乏燃料进行不同工况下k_eff的计算。计算结果表明：正常工况下,k_eff远小于临界安全限值,是临界安全的;事故工况下,当²³⁵U富集度大于3.15%时,系统存在临界安全风险,须减少乏燃料装载量来确保临界安全。考虑燃耗信任制后,采用相同的模型计算得出贮存容器满装载的参考装载曲线,按此曲线要求装载能确保所有工况下的系统临界安全。采用燃耗信任制技术提高了贮存容器的利用率。该研究可为田湾核电站采用乏燃料干式贮存方案提供依据。     

乏燃料干式贮存设施辐射屏蔽计算

以干式贮存设施内部装载32组不同初始富集度、不同燃耗的乏燃料组件为研究对象,用MCNP程序,计算了不同冷却时间、不同位置处的中子剂量、γ剂量和总剂量,结果表明,随着冷却时间的延长,γ剂量率、中子剂量率和总的剂量率均在逐步减小。总的辐射剂量最大值出现在贮存设施表面活性段的中部,最大辐射剂量率约为2.47mSv/h,相当于核电厂辐射分区的高辐射区,应限制进入。为满足保护工作人员和公众所受剂量尽量低的要求,建议采取相关的措施例如增加屏蔽层厚度或者划定控制区域等,限制人员的进入。     

Thinking outside the box: options for transport of high burnup spent fuel

Abstract

The current uncertainty surrounding the licensing and eventual opening of a long term geologic repository for the nation’s civilian and defense spent nuclear fuel and high level radioactive waste has shifted the window for the length of time spent fuel could be stored to periods of time significantly longer than the current licensing period of 40 years for dry storage. An alternative approach may be needed to the licensing of high burnup fuel for storage and transportation based on the assumption that spent fuel cladding may not always remain intact. The approach would permit spent fuel to be retrieved on a canister basis and could lessen the need for repackaging of spent fuel. This approach is being presented as a possible engineering solution to address the uncertainties and lack of data availability for cladding properties for high burnup fuel and extended storage time frames. The proposed approach does not involve relaxing current safety standards for criticality safety, containment, or permissible external dose rates.     

External radiation of a container used for dry storage of spent VVER-1000 nuclear fuel from the Zaporozhie nuclear power plant

The program MCNP (Monte Carlo Modeling of radiation transfer) is used to calculate the characteristics of external neutron and γ radiation from a ventilated dry-storage container for spent nuclear fuel. Data are obtained on the spatial, energy, and angular distribution of the neutron and γ-ray flux outside the container and the dependence of the dose rate on the storage time of the spent fuel is determined. It is shown that γ-rays make the main contribution to the dose rate on the side surface of the container and neutrons do on the cover. The computed dose rate is 1.4 times higher than the measured value on an individual loaded container at the Zaporozhie nuclear power plant.     

高温气冷堆核电站示范工程新燃料运输辐射风险研究

探索了将概率安全评价（PSA）方法系统地应用于放射性物品运输的辐射风险评价,分析了高温气冷堆核电站示范工程（HTR-PM）新燃料元件公路运输的辐射风险。基于实际路况数据和可能的事故情景,选择货包辐射水平升高和临界两种事故工况进行了事故频率分析。分析表明：货包辐射水平升高事故的发生频率为4.21×10^-7（车•单次运输）^-1;临界事故的发生频率低于1×10^-13（车•单次运输）^-1,可不考虑其辐射后果。对事故后果估算的结果表明：货包辐射水平升高事故对应急人员造成的最大外照射剂量为0.55 mSv,对附近公众造成的最大外照射剂量为4.55×10^-3 mSv,其辐射影响是可接受的。总体辐射风险为1.24×10^-10人•Sv/(车•单次运输),其中撞击事故对风险的贡献最大。     

Shielding analysis for an Advanced Voloxidation Process with Monte Carlo calculations

A shielding analysis was performed which included a source term analysis of an Advanced Voloxidation Process where a spent oxide fuel is oxidized at a high temperature and vacuum condition by removing from it some volatile and semi-volatile elements such as tritium, krypton, xenon, and cesium. The source terms were estimated based on a spent PWR fuel using the ORIGEN-ARP calculation by considering the removal rate of the specific isotopes in the Advanced Voloxidation Process. The shielding problem was constructed by using a simple concrete box containing the spent fuel source which was processed by the Advanced Voloxidation Process, and the surface dose rates were estimated by Monte Carlo calculations. In order to quantify the advantage of the Voloxidation Process, the thicknesses of the concrete wall before and after the Advanced Voloxiation Process were compared. It was found that the Advanced Voloxidation Process provided a slight reduction in the burden on the radiation shielding.     

Shielding Performance Measurements of Spent Fuel Transportation Container

The safety supervision of radioactive material transportation package has been further stressed and implemented. The shielding performance measurements of spent fuel transport container is the important content of supervision. However, some of the problems and difficulties reflected in practice need to be solved, such as the neutron dose rate on the surface of package is too difficult to measure exactly, the monitoring results are not always reliable, etc. The monitoring results using different spectrometers were compared and the simulation results of MCNP runs were considered. An improvement was provided to the shielding performance measurements technique and management of spent fuel transport.     

乏燃料运输容器屏蔽性能检测技术

我国放射性物质运输安全监管的一项重要内容是对运输容器进行辐射屏蔽性能检测,确保其满足《放射性物质安全运输规程》的要求。在实际对乏燃料运输容器进行辐射屏蔽性能检测时反映出了一些尚需解决的问题和难点,如中子辐射水平测量的可靠性,表面中子辐射水平的准确测量等。本文主要针对乏燃料运输容器屏蔽性能检测中涉及的中子辐射水平测量可靠性开展相关研究。通过分析比较不同类型测量仪器的测量结果,结合乏燃料运输容器外部辐射水平的模拟计算结果,提出优化乏燃料运输容器屏蔽性能检测技术的建议,为技术的完善和乏燃料运输管理工作提供借鉴。