CEFR首炉堆芯核设计计算不确定度分析

在中国实验快堆（CEFR）设计阶段,堆芯计算不确定度分析主要是基于在俄罗斯开展的零功率模拟实验获得的,相关不确定度的理论分析评价工作存在不足。本文采用统计抽样方法、确定论微扰方法及直接扰动方法,通过对不确定度来源进行计算分析,给出了堆芯核设计计算的主要结果参数,包括k_eff、控制棒价值、钠空泡效应及功率分布的不确定度定量评价。通过CEFR的分析工作,建立了核设计不确定度评价的方法流程,为后续中国示范快堆核设计的不确定度评价分析奠定了基础。     

车载放射性废物体在线监测结果的不确定度评定

基于BECK公式建立了车载放射性废物体在线监测模型,其复杂的测量公式使得公式的求导、各影响因素之间的相关系数难以采用解析计算方法实现,导致利用不确定度传播定律进行不确定度评定存在困难。应用蒙特卡罗不确定度合成方法评价了车载放射性废物体在线监测结果的不确定度,解决了就地γ能谱测量中的不确定度评定问题。其评定流程是首先采用A、B类不确定度评定方法评价各测量参数的不确定度,然后使用蒙特卡罗不确定度合成方法对不确定度分项进行合成。结果表明,241Am测量结果的不确定度<40%(1σ),137Cs、60Co和152Eu测量结果不确定度<34%(1σ)。     

热释光法测量环境累积剂量不确定度分析

通过分析热释光法测量环境累积剂量测量过程中可能对测量结果有影响的因素,对各环节不确定度分量进行了评估。结果表明:热释光法测量环境累积剂量各不确定度分量中,主要考虑不确定分量为测量重复性引起的A类不确定度、刻度因子引起的B类不确定度以及TLD片在布放过程中所引起的A类不确定度;此外,TLD片筛选和宇宙射线响应引起的不确定度也较大。     

基于抽样方法的燃耗计算核素积存量不确定度分析

基于抽样基本原理研究了应用于燃耗计算的不确定度分析方法,并开发了燃耗计算不确定度分析程序。基于评价核数据库ENDF/B-Ⅷ.0的裂变产额标准差和衰变常量标准差计算得到了衰变常量协方差矩阵和带相关性的裂变产额协方差矩阵,并结合SCALE6.2程序包的56群反应截面协方差数据库,对Takahama-3压水堆组件基准题中SF95-4样品进行不确定度分析。计算了反应截面、衰变常量和裂变产额不确定度引起的核素积存量的不确定度。计算结果表明,反应截面的不确定度是锕系核素积存量不确定度的主要来源,裂变产额和衰变常量的不确定度对部分裂变产物的积存量会引入较大的不确定度。但考虑裂变产额相关性后,裂变产额引起的不确定度显著降低。     

基于抽样方法的特征值不确定度分析

核数据是反应堆物理计算的基础数据,研究其不确定度对反应堆物理计算引入的不确定度,对提高反应堆的安全性和经济性具有重要意义。本文基于抽样理论研究了反应堆物理计算不确定度分析的方法,研发了不确定度分析程序UNICORN。基于ENDF/B-Ⅶ.1评价数据库,使用NJOY程序开发了多群协方差数据库。采用UNICORN程序和多群协方差数据库对三哩岛燃料棒和基准题RB31的k∞进行了不确定度分析,得到核数据库中各分反应道截面的不确定度对k∞造成的不确定度。结果表明:238 U(n,γ)截面对三哩岛燃料棒k∞造成的不确定度最大,相对不确定度达0.4%左右;协方差数据库的不同来源会对不确定度分析结果造成一定影响。     

国际放射防护委员会的剂量系数的可靠性

在评价公众成员摄入放射性核素的辐射危害时，需估算每单位摄入量所致的剂量。摄入放射性素后器官或民受到的剂量是受到的剂量是通过生物学模型和剂量学模型来确定的，因此剂量也必须根据模型来确定。文中初步探讨了国际放射防护委员会给出的剂量系数的可靠性问题。文中首先说明了估算剂量系数的概念和方法，然后分析了剂量系数估算中，采用胃肠道模型，呼吸道模型，系统生物动力学模型和剂量学模型所遇到的不确定度的各种主要来源。     

OSL剂量计的性能研究与测量不确定度评定

光致发光(OSL)剂量计是一种被动式累积个人剂量计,用于外照射个人剂量监测。与热释光剂量计(TLD)相比,它具有可重复测量、环境稳定性好、使用寿命长、信号衰退慢等优点。本文结合在个人剂量监测中应用OSL剂量计的工作经验,以OSL剂量计性能实验研究结果为基础,评价了OSL剂量计的最低可探测水平、角响应、能量响应、线性响应,并对OSL个人剂量测量系统的测量不确定度进行了评价。评价结果表明,在中国原子能科学研究院场区,OSL剂量计在1个月监测周期内的最低可探测水平(MDL)为0.04 mSv,角响应、能量响应、线性响应引起的偏差分别是1%、-14%、-4%。在95%的置信水平下,相对扩展不确定度为11.4%。     

针对裂变产额和半衰期的燃耗计算灵敏度和不确定度分析方法

基于广义微扰理论推导了裂变产额和半衰期的燃耗灵敏度系数理论模型,该模型考虑了原子核密度和中子通量的相互影响,并开发了燃耗计算中有效增殖因数和原子核密度等响应参数对核数据的灵敏度和不确定度分析程序。基于评价核数据中裂变产物独立产额的标准差数据,产生了针对压缩燃耗数据库的裂变产额协方差矩阵,以提高不确定度的计算精度。基于ENDF/B-Ⅶ.1数据库量化了UAM基准题TMI-1栅元无限增殖因数及重要裂变产物和重核的原子核密度由裂变产额和半衰期引入的不确定度。数值结果表明,对于栅元无限增殖因数,裂变产额和半衰期引入的不确定度很小;对于部分裂变产物的原子核密度,裂变产额和半衰期会引入较大的不确定度。     

外照射个人剂量监测的测量不确定度评定

外照射个人剂量监测数据可作为放射性工作人员受到的职业照射剂量证明,具有法律效力,因此监测数据的准确可靠尤为重要。中核核电运行管理有限公司个人剂量监测中心于2017年先后取得中国计量认证(CMA)认证和放射卫生技术服务机构资质认证双资质,除了中心内部质量保证措施外,还定期参加年度全国放射卫生技术机构检测能力考核。文章基于2019年考核实验结果(合格)进行了数据分析以及测量不确定度评定,各实验组测量结果的相对扩展不确定度均在10%以内,中心外照射监测系统性能良好,确保了监测数据的准确性和可靠性。     

MACCS估算反应堆严重事故后果的不确定度分析

为了考察输入参数对MACCS程序估算结果的影响程度,以某反应堆全厂断电事故为例,用拉丁超立方抽样方法分析了MACCS程序估算严重事故后果的不确定度。由于参数变化的影响,事故导致的早期阶段个人有效剂量结果,在95%置信度下,不确定度因子约为2.9;长期个人有效剂量计算结果,95%置信度下,不确定度因子约为1.7。结果表明:由于参数的不确定性引起结果的不确定度在95%置信度下不超为3。     

电离法校准低能质子剂量技术

本工作建立1套电离室绝对剂量测量系统，对自制石墨电离室性能进行研究，实验结果表明自制电离室系统满足标准电离室的要求。设计了1套基于同向测量的透射电离室，用于在线监测束流变化，为剂量测量的准确性提供了依据，解决了替代法校准时束流波动对测量结果造成较大不确定度的问题。对已建立的电离室测量低能质子吸收剂量绝对测量系统进行不确定度评估，合成标准不确定度约4%。最后，以自行研制的质子剂量测量系统（电离室系统、透射电离室系统）在HI-13串列加速器上开展了对丙氨酸剂量计校准技术的研究，获得了不同能量质子辐照下的RE值。     

辐射剂量计溶液灌注装置的研制及其应用

利用自行研制的"辐射剂量计溶液灌注装置"(专利号:ZL200320120174.9),研究剂量溶液加样方式对本底稳定性、分散性的影响,确定加样方式是造成本底分散性的主要因素.估计了两种加样方式吸收剂量的不确定度.不同装置和环境条件下的剂量检定应用表明,应用本装置制备的剂量计其吸收剂量的总不确定度在1%以内.     

伏尔哈德法测定八氧化三铀中卤素的不确定度评定

文章对伏尔哈德法测量八氧化三铀中卤素含量的不确定度进行了分析,确定三种测量不确定度分别是由测量重复性、样品中卤素的百分含量及样品中铀的百分含量引入的,并对每一类测量不确定度进行了分析评价。通过对各不确定度分量的量化和分析得出,八氧化三铀中卤素含量测量不确定度主要来源于测量样品中卤素的百分含量引入的不确定度,其扩展不确定度为0.0014%。     

文献题录

HealthPhysics　Vol.86No.52004医用保健物理:评述RJVetter氚污染引起的白细胞变化SMilacic摄入131I、137Cs和90Sr后剂量系数的不确定度AIApostoaei等交通工具中偷渡者所受的辐射剂量当量SMKhan等尼日利亚60Co远距治疗室的剂量学质量控制测量IPFarai等废弃放射源的管理RVicente等用驻极体和活性炭测定建材中的氡扩散长度KKovler等埃及水泥中的放射性及氡析出率评价SMElBahi等经尿和粪便从人体排出的钚的相对作用VFKhokhryakov等缅因州7所学校水体中的氡MJNorris等131I途径评价不确定度分析的可信度FOHoffman等对Hoffman等…     

截面一致性和协方差数据库对不确定性分析的影响研究

核数据是反应堆物理计算中最基本的输入参数,同时也是反应堆物理输出响应的不确定度重要来源之一。由于存在数值近似以及模型简化等原因,导致积分实验测量的截面值会存在一定的不确定度。为了更好地规范核数据不确定性分析流程并评估分析过程中相关因素对分析结果的影响,基于自主开发统计抽样法的SUACL程序,研究了影响核数据不确定性分析的两大重要因素:截面初值与协方差矩阵。利用三哩岛核电厂1号机组(Three Mile Island unit 1, TMI-1)栅元基准题分析两者对不确定性分析结果的影响。发现设定扰动一定,计算截面初值越大,引入的不确定度更大,且计算截面初值与截面的理论值越匹配,分析结果与参考值更符合。而基于不同核评价数据库产生的协方差数据下,分析的不确定度结果有明显偏差,以238U的裂变截面为例,基于JEFF3.2产生的协方差数据库分析的不确定度比基于ENDF/B-VII.1与JENDL4.0产生的协方差计算的值小4个数量级。说明采用准确的截面初值与基于与分析堆型相关核评价数据库产生的协方差数据对截面不确定性分析非常重要。     

高保真数值核反应堆不确定度量化方法研究进展

基于高保真模型和方法的数值反应堆具有高精度和高分辨率的特点,但核数据等参数固有的不确定度将严重影响其分析结果的不确定度。本文在综述国内外数值反应堆及其不确定度量化研究进展的基础上,重点介绍了西安交通大学核工程计算物理（NECP）实验室近年来在基于一步法的高保真数值反应堆程序NECP-X的研发与验证、核数据协方差数据库制作、基于确定论和抽样方法的不确定度传递方法研究及程序开发、核数据（包括截面、瞬发裂变谱、散射角分布等）的不确定度传递以及时空瞬态计算中的不确定度量化等方面的研究进展,提出了COST先进抽样方法,并首次基于高保真数值反应堆程序量化了各类核参数的协方差在堆芯稳态和瞬态分析中的不确定度传递,对于数值反应堆的工程应用具有重要意义。      

基于核数据调整基准例题的235U协方差数据测试

核数据协方差是评估核装置设计不确定度和核数据调整的重要输入,直接影响设计不确定度量化评估和核数据调整的结果。为测试基于不确定度源项分析和线性最小二乘法评价的²³⁵U平滑区协方差数据的合理性,采用OECD/NEA WPEC/SG33提出的核数据调整基准例题和自主研发的核数据调整程序NDAC,开展了以JENDL-4.0库为基础的核数据调整测试,得到了应用了²³⁵U cov版²³⁵U数据的调整结果。测试结果显示,²³⁵U cov版²³⁵U数据的非弹性散射截面协方差不合理,阈能附近的不确定度过大;裂变和俘获截面的不确定度偏小。     

住宅室内氡浓度的时间空间变化对肺癌危险度的影响

最近在甘肃进行的研究表明,居室内氡浓度的增加会导致肺癌危险度增高,这与以往进行的汇总分析和其他居室研究的综合分析结果一致(王作元,等．美国流行病学杂志,2002．155：554)。室内氡浓度产生的剂量用过去30年中的氡浓度表示,这在暴露量方面会有一定程度的不确定度,有可能降低对肺癌危险度的估计。我们进行了一项为期三年涉及55户居民的辅助研究,目的是找出室内氡水平时间、空间变化模型,并对氡致肺癌危险度的估计进行调整。氡浓度的时间变化是产生不确定度的最大来源,对室内氡进行连续几年的观测以找出其变化原因和规律很有必要。不确定度的调整使肺癌附加比值比(excess odds ratio)估算值增加50％—100％。说明用类似剂量方法进行的室内氡研究也可能低估了氡致肺癌效应。此结果对危险度评价有重要意义。     

铀矿井中氡及氡子体的测量

本文在特别强调了氡子体测量在氡(222Rn)的辐射剂量危害评价中的重要性以后,简要介绍了α能谱法及总α计数法相结合实现同时测量氡气浓度和氡子体浓度的有关方法,用这些方法,对某铀矿的氡及其氡子体的活度浓度、平衡当量浓度等进行了测量。根据该铀矿的氡及其氡子体的测量结果,用有关氡的剂量评价方法,对其进行了剂量评价和估算。测量的数据虽然有限,但从这些测量与剂量评价结果已能看出,铀矿井中的氡、特别是氡子体测量确实值得人们的高度重视。     

基于蒙特卡罗抽样的活化中子能谱测量不确定度分析

不确定度分析是活化法测量中子能谱的关键环节。本文针对SAND-Ⅱ活化中子解谱过程,给出了一种基于先验谱、活化率和截面协方差的中子能谱测量不确定度蒙特卡罗分析方法。首先,建立了基于线性变换的截面协方差抽样方法;然后,利用MCNP计算了误差,使用迭代方法估计了先验谱不确定度;最后,结合活化率的测量不确定度,利用蒙特卡罗抽样算法计算了中子能谱的不确定度。利用锎源自发裂变谱对该方法进行了验证,与传统方法相比,不确定度分析结果更为准确。对西安脉冲堆某次中子能谱测量结果进行了测量不确定度分析,结果表明该方法更具保守性。