基于蒙特卡罗方法的新型乏燃料干式贮存容器辐射安全仿真验证

针对自主设计的贮存24组燃耗深度为45 GWD/MTU的乏燃料组件的CHN-24型专用容器临界及辐射屏蔽问题,采用蒙特卡罗程序MCNP,建立CHN-24容器临界及辐射屏蔽计算模型。研究结果表明:正常贮存条件下容器内乏燃料的有效增殖因数(k_(eff))为0.283,发生浸水事故时,k_(eff)随着容器内水位升高逐渐增大,注满水时keff达到最大值0.706;容器表面剂量当量率随浸水量增大而减小;正常贮存条件下,即无水浸入时,容器表面及距表面1 m处的最大剂量当量率值分别为0.42 m Sv·h~(-1)、0.08 m Sv·h~(-1)。以上均符合国际原子能机构规定的临界及剂量安全标准,同时表明蒙特卡罗方法可应用于乏燃料容器的临界及辐射屏蔽安全验证。该研究为我国研发具有自主知识产权的核电乏燃料贮存专用容器提供了一定的参考依据。     

高能X射线探伤机房屏蔽计算

目的选用一个合适的计算方法对X射线能量大于10 MV的工业探伤用直线加速器机房进行屏蔽计算,确定屏蔽厚度。方法以一台DZ-12/5500型工业探伤用直线加速器机房为研究对象,参考NCRP 151号报告、GBZ/T220.2—2009等资料中提供的计算方法进行计算和分析。结果该加速器机房有用线束方向混凝土屏蔽墙厚度需278 cm,其它三面墙分别需要182、195、204 cm;顶盖厚度为110 cm混凝土时,天空反散射在距机头20 m处造成的剂量当量率非常小;"Z"字型迷道入口处总周剂量当量为115.69μSv,其中X射线的散射和泄漏辐射总剂量当量为2.43μSv/周,中子辐射剂量当量为102.96μSv/周,中子俘获γ射线剂量当量为10.30μSv/周。结论对实际建成运行的机房检测结果的分析后发现,上述计算值与检测值比较吻合,说明本文选用的计算方法和选取的参数可行。     

秦山三期乏燃料运输屏蔽计算分析

针对秦山三期的一组乏燃料组件在存放1.5或2a后,使用RY-IA型乏燃料运输容器运输的正常情况和事故情况,采用MCNP4C程序和DOT3.5程序对运输容器的屏蔽性能进行了计算分析。计算容器表面和离容器表面1m处的辐射水平,并对两个程序的计算结果进行了校验,结果符合较好。计算分析表明:     

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。     

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。     

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     

北京正负电子对撞机调束运行期间的环境辐射

本文主要介绍对北京正负电子对撞机(BEPC)调束运行期间环境辐射监测的方法和主要结果。在北京谱仪大厅(1厅)活动屏蔽墙(1m厚、6m高混凝土)内、外(监测点R-5、R-6)的中子剂量当量率分别为33和1.2μSv/h,γ剂量当量率分别为55和0.8μSv/h;在距1厅内的第一对撞点100m处的19环境监测站测得的中子剂量当量率曾达0.039μSv/h,γ为本底水平,经分析表明,此中子剂量主要来自对撞点聚焦磁铁接反(束流损失较大)情况下的天空反射。     

乏燃料深钻孔处置安全试评价

为探讨乏燃料深钻孔处置方式的安全性,本文在已有处置概念设计基础上,以某乏燃料核素类型与活度作为输入源项,通过保守假设选取处置孔上方打井饮水景象开展安全评价计算,得出所致最大个人有效剂量为0.045 m Sv/a,最大剂量出现在处置孔关闭后的8 200年,主要剂量贡献核素为I-129,该结果可为我国高放废物深钻孔处置的研发提供参考。     

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。     

西安市地铁车站氡浓度调查与分析

为了了解西安地铁一号线和地铁二号线车站空气中氡浓度水平现状,采用Model 1027连续测氡仪对西安市两条地铁线路车站内氡浓度进行了监测,按照联合国原子辐射效应科学委员会推荐的评价方法估算了车站内氡及其子体所致地铁工作人员人均年有效剂量。监测结果表明,西安市地铁一号线全线氡浓度平均值为60.27 Bq/m3,地铁二号线全线氡浓度平均值为32.54 Bq/m3。地铁一号线和二号线车站内工作人员由氡及其衰变子体所致人均年有效剂量分别为0.63 m Sv/a和0.34 m Sv/a,低于国家标准规定的工作人员年有效剂量限值。     

乏燃料桶外部剂量的MCNP分析

乏燃料运输容器是运输反应堆乏燃料的专用设备.文章使用MCNP4C软件计算西屋MC-10乏燃料桶的外部剂量率,方法是基于网格的定义,得到桶周围外部整体剂量率,并与前研究工作者Georgeta Radulescu的计算结果相比,结果一致性符合较好,使用网格造成机时耗费较大,也存在一定误差,但能够比较全面,详尽地得到关于乏燃料桶外部剂量的一些数据,可以对工作人员确定乏燃料桶外部剂量有一定的参考意义.     

宁波市在G20峰会期间加强辐射环境监管

<正>2016年G20峰会期间,宁波市环境监测中心配合环境保护管理部门、联合公安部门部门共同对宁波地区范围内400余家持证单位、市内重点电磁辐射装置进行辐射安全监督性监测。结果表明:全市放射源、射线装置、电磁辐射发生装置处于有效监管之下,全市辐射环境水平处于正常范围:距源表面1 m处剂量率小于2.5μSv/h;射线装置作业期间,场外辐射剂量也基本小于2.5μSv/h的限值,工作人员全     

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     

乏燃料储存与运输两用容器安全性能研究进展

乏燃料运输和储存两用容器具备乏燃料运输和储存两种功能,是乏燃料实现最终贮存和处置前的一种储运方式。本文介绍国际乏燃料储存与运输两用容器安全设计要求和安全验证实践经验,研究适合我国乏燃料储存与运输两用容器安全设计要求和安全验证要求,为我国乏燃料储存与运输安全提供参考。     

乏燃料操作大厅的剂量场随屏蔽水位的变化研究

在乏燃料水池完全丧失冷却能力和补水的事故工况下,压水堆核电厂乏燃料操作大厅内的剂量率将随着乏燃料水池水位的降低逐渐升高。本文以一典型压水堆核电厂的乏燃料水池为研究对象,采用QAD-CGGP程序,计算并分析了乏燃料操作大厅内的剂量场分布及其随水位的变化规律。计算结果表明:(1)在3.786～7.736 m水层厚度范围内,操作平台处的剂量率随水层厚度的变化不明显;(2)乏燃料水池上方的剂量率峰值位于高密格架区域上方;(3)在3.436～4.736 m水层厚度范围内,乏燃料水池上方的剂量率峰值在0.914～288 μSv/h范围内变化,并随着屏蔽水层厚度的减小呈指数递增趋势,且操作平台处剂量点的剂量率均满足乏燃料操作大厅辐射分区要求;(4)满足乏燃料操作大厅辐射分区要求所需的最低水位为+15.77 m。     

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。     

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。     

西安脉冲堆对环境的影响

应用厂址周围的人口与食谱调查资料以及反应堆参数 ,计算了该堆及其同位素生产线在正常运行及事故工况下厂址控制区边界的最大个人有效剂量当量和80km范围内的集体有效剂量当量。计算结果表明 :在正常运行时 ,厂址控制区边界最大个人有效剂量当量为6 0×10 -3mSv/a ,80km范围内的集体有效剂量当量为0 35人·mSv/a。反应堆最大假想事故事故下 ,所致厂址限制区外(500m)公众最大全身有效剂量当量为2 1×10-2mSv ,甲状腺剂量为3 8mSv ;事故持续30天后 ,80km范围内的集体有效剂量当量为0 14人·Sv(全身)和97人·Sv(甲状腺) ;正常运行工况和最大事故期间对本地区环境的影响都是可以接受的     

秦山三期乏燃料运输的临界安全分析

RY-IA型乏燃料运输容器是为运输101堆乏燃料设计的专用设备。使用该容器运输单个秦山三期乏燃料棒束,须进行临界安全分析。根据秦山三期破损乏燃料棒束运输的实际情况,本文对正常运输情况和假想事故情况分别进行了临界安全分析计算。假想事故情况包括整个装置掉入水中和掉入水中的同时吊篮损坏两种状态。临界计算表明,用RY-IA型容器运输单个秦山三期乏燃料棒束,无论正常还是事故情况下运输都能保证其核临界安全。秦山三期乏燃料运输的临界安全分析@孙征 @赵守智     

秦山核电厂气载放射性释放的环境影响

本文评价了秦山核电厂气载放射性流出物对环境的影响。应用现场及风洞大气扩释实验结果和厂址周围的人口与食谱调查资料,估算了秦山核电厂在正常运行和事故条件下释放的气载放射性流出物对公众产生的个人有效剂量当量和集体有效剂量当量。计算结果表明,正常运行时厂址边界(0.5km)处的最大个人有效剂量当量为2.7×10~(-2)mSv/a,该剂量的大部分来自~(137)Cs 的食入(主要由地表湿沉积引起);80km 范围内的集体有效剂量当量为1.1人·Sv/a,归一化集体有效剂量当量为3.7人·Sv/GW(e)·a。文中还给出了事故情况下剂量估算结果。