基于输运计算方法的压水堆冷却剂~(16)N和~(17)N活化源项计算研究

采用二维离散纵标输运程序DORT及ENDF/BVI库计算压水堆压力容器内中子注量率分布,用自行研制的活化源项计算程序计算冷却剂16N和17N源项,并验证堆芯径向与轴向功率分布对计算结果的影响。对核电厂例题的敏感性计算对比分析结果表明,采用低泄漏或高泄漏堆芯装载方式的压水堆冷却剂16N和17N活化源项结果偏差很小。     

离散纵标输运计算方法在压水堆核电厂41Ar活化源项分析中的应用

压水堆核电厂功率运行期间,反应堆压力容器外的环形空腔空气中所含的⁴⁰Ar被中子活化,形成具有放射性的⁴¹Ar。文章采用二维离散纵标输运计算程序DORT分析了反应堆堆腔区域的中子注量率分布情况,采用NJOY评价核数据处理程序,根据DORT分析得到的通量作为权重通量,利用基础评价核数据库ENDF/B-Ⅶ.0制作⁴⁰Ar中子俘获反应的微观截面,在此基础上,分析了百万千瓦级压水堆核电厂每台机组反应堆堆腔空气中⁴⁰Ar中子活化生成⁴¹Ar的生成率以及电厂⁴¹Ar的环境排放源项。文章给出的⁴¹Ar源项分析方法可作为压水堆核电厂设计中确定⁴¹Ar源项的最佳估算值的参考。     

三维离散纵标方法在RPV快中子注量率计算中的初步应用

离散纵标(又称SN)方法是反应堆压力容器快中子注量率计算中最常用的方法之一.计算机的飞速发展和三维离散纵标方法的不断完善,使得三维离散纵标法应用于工程设计成为可能.本文以某压水堆为研究对象,采用基于三维全堆芯中子学程序SCIENCE的计算结果,使用三维离散纵标方法程序计算了压力容器内表面快中子注量率三维分布,并分别与采...     

反应堆中子注量率谱的谱参数法解

按照费米年龄理论,提出包含6个待定参数的数学表达式来描述反应堆堆内空间某点完整的中子注量率谱,并由此使用非线性规划可变容差法建立了新的解谱方法和相应解谱程序SNAIL。对于热中子反应堆内部的中子注量率谱,根据测量的反应率数据计算得到的整个能区中子注量率谱结果很满意,与NEUSPAC解谱程序解得的中子注量率谱符合得很好。对于中能中子场和快中子反应堆,在未使用可裂变材料探测器情况下,计算结果与文献公布的结果基本符合。     

基于三维输运方法的压水堆主冷却剂~(16)N源项计算分析

在反应堆功率运行期间,一回路冷却剂水中的~(16)O受高能中子照射,活化生成~(16)N。~(16)N衰变会释放出高能γ射线,是反应堆内冷却剂系统放射性的主要来源。对一回路冷却剂中~(16)N源项进行计算可为反应堆屏蔽设计提供依据。~(16)N活度浓度及其在一回路中的分布是安全审评中的关键参数。为了精确计算~(16)N源项,本文首先使用JSNT程序计算了堆芯及其相邻区域的高能快中子注量率分布,然后考虑冷却剂在反应堆压力容器内的流动和照射情况,以及其在一回路中的流动和衰变情况,编制了~(16)N源项计算程序,在计算过程中考虑了快中子注量率的三维分布。以某三代压水堆核电厂为例计算了~(16)N源项在一回路中的分布。计算结果表明,使用三维中子注量率分布可以得到更精细的~(16)N源项分布;上下腔室内中子注量率对一回路中~(16)N源项分布影响很小,可以不予考虑。     

基于中子首次裂变的MC/S_N耦合输运算法

外源驱动次临界系统是一类广泛存在且重要的核能系统。固有的射线效应和存在空间局部源,使得离散纵标(SN)法难以精确计算该类系统内的中子注量率。虽然蒙特卡罗(MC)方法可有效地模拟局部源问题,但存在计算效率较低的不足。因此,单一的SN方法或MC方法难以兼顾计算精度和效率。为充分发挥两种方法的优点,提出了以中子首次裂变为耦合点的MC/SN耦合算法。首先,采用MC方法模拟源中子在发生裂变反应之前的输运过程,并统计出首次裂变中子源;其次,采用SN方法求解对应于首次裂变中子源的输运方程;最后叠加两种方法计算的中子注量率,得到最终结果。算例表明,该耦合算法可有效地模拟外源驱动次临界系统的中子输运过程。     

核电厂压力容器材料在49-2反应堆的辐照技术研究

应用MCNP程序对堆芯建模,计算得出辐照孔道内距堆心底部高25 cm处的中子能谱,结合多箔活化法测量结果,通过SANDII程序解谱得出该位置的快中子注量率;通过相对快中子注量率测量,获得孔道内轴向快中子注量率分布,从而确定辐照时长和辐照方案,使样品辐照达到快中子(E≥1 Me V)注量~6×1019cm-2的技术指标。为完成辐照样品解体,应用ORIGEN2程序计算,获得待解体样品源项;使用MCNP程序对解体时的操作环境进行建模,计算得出不同屏蔽层厚度的γ剂量率数据;与实测结果进行对比,计算结果与实测结果符合较好,证明屏蔽设计有效。本次辐照考验完全满足技术指标。。     

SN方法自动建模程序SNAM在EAST纵场线圈核热计算中的应用

在核领域的中子学计算中,离散纵标(SN)方法三维粒子输运计算程序得到了广泛应用.SNAM作为离散纵标法粒子输运自动建模程序系统,其主要功能是CAD模型与SN计算模型之间的相互转换.一方面,SNAM可以将通用格式的CAD模型转换成SN计算模型,另一方面可以以CAD模型的方式显示SN计算模型中几何及材料等相关信息.本文主要介绍使用SNAM程序对EAST三维模型进行中子学建模,并计算分析了EAST装置纵场线圈的中子注量率与核热沉积.     

离散纵标与蒙特卡罗耦合方法在反应堆屏蔽计算中的应用

建立基于离散纵标方法计算程序DOT以及蒙特卡罗方法计算程序MCNP的耦合方法。通过为MCNP程序SSR命令提供二进制源描述文件,实现在不重新编译MCNP程序条件下的离散纵标与蒙特卡罗耦合。在600 MW核电厂反应堆堆坑小室屏蔽计算中应用耦合方法的计算结果验证该方法的正确性。在耦合方法中研究探索源偏倚策略的实现方式,计算结果表明,源偏倚技术应用与离散纵标与蒙特卡罗耦合方法计算中,能有效降低统计方差,提高计算效率。     

DORT程序进行RPV中子注量率计算的可靠性验证

反应堆压力容器(RPV)中的碳钢材料受到快中子辐照会发生性能变化。为了防止由于RPV的材料性能发生变化而不适当地限制核电厂的运行,需要限定核电厂寿期内RPV中的最大快中子注量,并且要求安装辐照监督管对RPV材料所受到的快中子注量进行监督。因此,RPV和辐照监督管中子注量率的精确计算对RPV的辐照安全和寿命管理具有十分重要的意义。三代非能动压水堆核电厂主要采用基于BUGLE-96截面库的二维离散纵标法程序DORT进行RPV中子注量率计算。本文利用秦山核电厂第五根辐照监督管的中子注量率测量数据和MCNP-4B计算结果与DORT程序的计算结果进行比较,来验证采用DORT程序进行RPV母材段中子注量率计算的可靠性。     

秦山核电二期工程反应堆主屏蔽设计

采用离散坐标DOT3.5程序计算了秦山核电二期工程反应堆主屏蔽的中子和γ射线通量密度分布、剂量率和释热率,并用中子通量密度综合方法由一维和二维计算结果得到了空间任意点的三维中子通量密度,确定了压力容器内表面的快中子注量.其计算结果均小于设计限值,符合设计要求.     

三维离散纵标方法在中国实验快堆堆芯屏蔽计算中的应用

离散纵标(又称SN)方法是反应堆屏蔽计算中常用的方法,随着计算能力的发展和离散纵标计算方法的不断完善,使得离散纵标方法在反应堆的屏蔽计算中得到了广泛的应用。本文以中国实验快堆(CEFR)堆芯为研究对象,使用三维离散纵标方法对区域功率份额、组件功率、DPA、寿期内堆芯围板积分快中子注量及寿期内小栅板联箱积分快中子注量进行了计算研究,并与二维离散纵标法和俄罗斯设计报告结果进行对比。研究结果表明:三维离散纵标方法能够减少二维程序几何等效过程中导致的误差,计算结果可靠,可应用于大型快堆堆芯的屏蔽设计中。     

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。     

基于蒙特卡罗-离散纵标双向耦合方法的堆坑粒子注量率计算

为有效解决大型复杂核设施屏蔽计算问题,研究了三维蒙特卡罗(MC)-离散纵标（S_N）双向耦合方法,通过自主开发接口程序实现MC粒子概率分布与S_N角通量密度之间的相互转换,实现MC-S_N双向耦合计算。将基于MC-S_N双向耦合方法的程序用于某反应堆堆坑底部粒子注量率计算。利用MC程序建立堆芯及堆坑处的精细模型进行计算,三维S_N程序用于堆芯下表面与压力容器底面之间区域的计算。通过MC-S_N-MC两步耦合计算,给出堆坑通道及小室内的中子和光子注量率。三维MC-S_N双向耦合方法计算结果与单一MCNP程序结果吻合较好,初步验证了该方法是解决大型复杂核装置屏蔽问题的有效工具。     

CEFR探测器三维空间响应函数敏感性研究

本文利用离散纵标程序研究了网格划分、能群数目、角度离散数和散射截面展开阶数等计算条件对堆芯区域共轭中子注量率分布形状的影响。基于求解共轭输运方程计算了中国实验快堆钠池内探测器三维空间响应函数,分析了控制棒位置、燃耗累积、燃料组件装载等因素对探测器空间响应函数的影响。结果表明：共轭中子注量率分布形状对网格宽度的敏感性低,可利用粗网格条件下共轭中子注量率分布形状求解探测器空间响应函数;控制棒对空间响应函数的影响与控制棒在堆芯中所处位置有关,组件内空间响应函数受控制棒影响程度与组件和控制棒的相对位置有关;探测器空间响应函数受新装载组件影响较明显,但对新装载组件位置的敏感性低。本文结果为大型快堆探测器空间响应函数计算提供了参考,为快堆动态刻棒提供了技术支持。     

适用于光厚、强散射介质的SN方程快速求解策略

为实现反应堆大厂房屏蔽问题的快速计算,需要建立一种能够尽可能减少数值负注量率、保证迭代格式的线性特性、同时能够在较大的网格内取得良好精度、计算量较小的离散纵标方法（SN）空间离散格式。本研究基于单群SN固定源输运方程的空间解析解,采用解析基函数展开方法实现SN空间离散;为了提高计算效率,采用权重系数方法,避免单个网格内大量的指数运算;研究高阶源项的计算方法,提高数值计算精度;最后基于Krylov子空间方法实现自散射源项的快速迭代计算。数值结果表明该方法可在材料区域较为均匀的光厚介质中取得较大的优势,可用于反应堆大厂房屏蔽问题的快速计算。      

14 MeV快中子照相准直屏蔽系统的设计与优化

基于强流氘氚中子源科学装置HINEG设计了一套快中子照相准直屏蔽系统。采用中子输运设计与安全评价软件系统SuperMC和ENDF/B-Ⅶ.0数据库计算了准直中子束的中子能谱及注量率、γ射线能谱及注量率、直射中子注量率与γ射线注量率比值(φ_d/φ_γ)、直射与散射中子注量率比值(φ_d/φ_s)、准直束中子注量率的不均匀度等特性参数,并采用MCNP5程序进行了对比验证。研究了准直屏蔽系统的内衬材料、尺寸等对特性参数的影响规律,并通过优化获取了最优设计方案。计算结果显示,在同等计算条件下,SuperMC计算结果与MCNP计算结果相对偏差小于1%,准直屏蔽系统的φ_d/φ_γ为50.1,φ_d/φ_s为5.7,在?30 cm视野范围内的中子注量率为4.80×10~7 cm~(-2)·s~(-1),其中直射中子注量率为4.09×10~7 cm~(-2)·s~(-1),中子注量率不均匀度为5.8%,满足快中子照相对准直束特性参数的要求。     

T(d,n)4He反应快中子屏蔽体优化设计的蒙特卡罗模拟

在考虑T（d,n）^4He（D-T）反应快中子源能谱、角分布、面源结构及靶系统对中子的作用的基础上,利用MCNP程序模拟了（D-T）反应快中子在屏蔽材料中子的输运。通过屏蔽体外泄漏中子及γ射线的注量率、能谱及在水中的吸收剂量的分析,给出了满足T（d,n）^4He反应中子源快中子治疗屏蔽体的三种复合屏蔽方案。     

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。     

基于首次碰撞源方法的多维SN射线效应研究

通过半解析法求解由孤立点源产生的未碰撞中子源项,进而求出首次碰撞源分布,以将孤立的源分布到更广的范围中,从而减轻由离散纵标法计算产生的射线效应。编制了适应于三维离散纵标计算程序CTDOS的射线效应减轻程序REM3D,与Kobayashi三维基准题的结果进行比对,证明了射线效应减弱的正确性与本程序的可行性。