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。     

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。     

乏燃料运输的故障树分析

本文采用故障树分析方法,确定出乏燃料公路运输的事故释放序列,并以秦山核电厂乏燃料公路运输为例,估算了各个事故释放序列的概率及后果.并说明了对运输风险贡献较大的事故类型以及需要采取的减少风险的措施.     

MCNP源子程序在停机剂量率计算中的应用

在核聚变装置的停堆剂量率的计算中,通常采用MCNP程序来实现光子的输运计算,但由于聚变装置几何和材料的高度复杂性使得栅元数量庞大,同时由于标准MCNP在进行光子输运计算时,SDEF通用源卡只支持1 000个以下的栅元描述,因此直接采用SDEF通用源卡的方法无法实现聚变堆的停堆剂量率精确计算与分析。本论文采用MCNP内置源子程序方法直接对衰变光子源进行抽样,解决了SDEF通用源卡受限的问题。以国际热核聚变实验堆ITER最新发布的停机剂量率基准例题以及ITER-T426基准实验例题对源子程序进行了校验,结果表明了该方法的可用性与正确性。     

乏燃料反应堆ATWS事故分析

低温乏燃料反应堆(FRD反应堆)采用商业压水堆核电站换料卸出的乏燃料组件，利用其剩余的裂变材料，在低温下将裂变能转换为热能。FRD反应堆采用池壳式布置，在低温、常压下运行，设备简化、系统简单，具有良好的固有安全性。反应堆可建在沿海地区或城市附近，用于海水淡化、区域供热或制冷，是一种安全、经济、可靠的洁净能源，具有很好的发展前景。     

乏燃料运输安全分析中的铁路运输事故统计方法

本文分析了一般铁路运输事故与乏燃料运输事故分级方法的不同之处,并根据乏燃料运输安全分析的特殊要求,将铁路运输事故分成4大类10种事故景象,提出了一种适用于乏燃料铁路运输安全分析的铁路运输事故统计方法。     

乏燃料干法后处理技术研究进展

本文介绍了近年来各国的干法后处理研究计划,对干法后处理技术路线、流程特点和发展现状进行了综述.     

乏燃料容器跌落事故分析与改进措施研究

国内核电厂普遍采用“容器浸没法”进行乏燃料外运,客观上无法完全消除乏燃料容器跌落风险。对乏燃料容器跌落事故后的放射性后果进行了分析计算,并对如何保证容器跌落后的完整性或实现容器完整性破损后放射性物质的包容进行了分析研究,提出了一系列缓解乏燃料容器跌落后果的改进措施,以降低放射性物质超限释放的风险,对于提升核电厂的乏燃料吊装操作安全具有积极指导意义。     

国际乏燃料运输的基本经验与我国乏燃料运输研究现状

１　引言核电的开发利用已经成为各国高科技发展水平的重要标志之一。核电发展促进了乏燃料运输业的发展，乏燃料安全运输研究也成为开发核电的一个重要方面。发达国家创造了３０年乏燃料持续安全运输的记录。受大亚湾核电站委托，在中国核工业总公司的领导下，以核工业四...     

MCNP计算含肿瘤Snyder修正头部模型的硼中子俘获治疗剂量

为得出硼中子俘获治疗(BNCT)中不同能量中子在含肿瘤Snyder修正头部模型内的深度-剂量曲线,籍以进一步理解BNCT原理,优化BNCT治疗中子源的能谱分布,本文利用MCNP模拟计算0.025 3 eV、1 eV、1 keV、10 keV、100 keV、1 MeV和混合能量的超热中子源在含肿瘤Snyder修正头部模型内的硼剂量、热中子剂量、超热和快中子剂量以及次级光子剂量组分的深度-剂量分布,并在此基础上得到总的相对生物学剂量的深度-剂量分布,以判断不同能量组中子源在BNCT中的优劣。结果表明,热中子头皮浅表处硼剂量高于肿瘤区硼剂量;快中子源硼剂量小,但其剂量组分中超热和快中子剂量过大;超热中子具有一定的穿透性,在脑深部肿瘤区形成了较高的硼剂量和总的相对生物学剂量。说明超热中子具有良好的BNCT治疗效果,热中子和快中子不适宜用于脑部BNCT治疗。     

MCNP温度相关中子截面库制作方法

在截面库研制过程中,着重考虑了在反应堆设计与运行温度范围的温度点;使用NJOY软件将ENDF格式的中子截面文件处理为ACE (A Compact ENDF) 格式的点截面文件,供MCNP程序使用.验证过程应用了3种不同类型的临界基准题:简单的球形几何基准题、板式燃料元件实验装置和带有可燃毒物的堆芯.结果表明,3种临界基准题所得到的验证结果均较为理想,在精确度方面也达到了要求.证明了使用NJOY制作截面库方法的正确性.     

MCNP5模拟钴-60辐照装置产品吸收剂量的研究

根据某单位钴-60工业辐照装置的特点,以双板钴源源架中心为坐标原点,采用蒙特卡罗软件MCNP5建立更接近实际的辐照模型。模拟空气参考面的吸收剂量分布以验证排源方案。模拟计算不同对辐照箱（8对、16对、24对、48对）在不同悬挂链速度情况下单个辐照箱内产品的平均吸收剂量,并与实验测量值进行对比。结果表明,模拟值与实验测量值的平均相对偏差小于10%。MCNP5建立的辐照模型以及模拟计算结果具有很好的符合性并且可信,能反映辐照箱中产品的剂量分布情况,对实际工作和研究具有指导意义。     

MCNP模拟钴-60辐照装置空间剂量场

为模拟辐照室中辐照工位外的周围空间剂量场分布,采用蒙特卡罗粒子输运程序MCNP建立钴-60辐照装置模型。以单板源架中心点为坐标原点的笛卡尔坐标系,考虑钴-60源的γ射线非自吸收和自吸收两种情况,研究坐标轴方向上每隔10 cm间距的空气平面的剂量率和坐标轴上剂量率的变化规律。结果表明,辐照室中辐照产品占满辐照工位的情况下,周围空间剂量场空气面剂量率整体较小;单板源架中心坐标轴上的剂量率变化规律更符合二项式拟合函数。在钴-60源γ射线自吸收情况下,单板源架端面坐标轴附近的空气面剂量率明显偏小,且随着空气面远离单板源架,空气面上的高剂量率区域向两侧移动;在钴-60源γ射线非自吸收情况下,单板源架端面处的空气面高剂量区域始终位于坐标轴附近。MCNP理论模拟计算分析对于利用钴-60辐照装置辐照工位外的周围空间剂量场具有重要的实际指导意义。     

MCNP光电参数计算I/O接口可视化软件

系统电磁脉冲(SGEMP)环境、响应和效应研究中,离不开射线与材料相互作用时的光电参数。MCNP是光电参数的通用计算程序之一,输入文件格式较复杂,同时,它也没法与自行开发的其它软件的接口通信。为方便使用,针对SGEMP研究的特点,开发了MCNP光电参数I/O接口可视化软件,软件运行于Windows平台下,使用C++Builder语言编写。应用该软件,用户只需要给出射线和材料参数,就可以得到需要的光电参数。该软件解决了自行开发的SGEMP环境计算软件与MCNP的接口通信问题,为以后通用SGEMP环境计算软件的推广使用打下了基础。     

基于MELCOR与MCNP程序的安全壳剂量率计算方法

严重事故条件下,评估安全壳内的放射性剂量率水平对核电厂严重事故管理、应急响应等环节具有重要指导意义。本工作利用MELCOR程序模拟严重事故序列,计算不同核素组释放进入安全壳内的质量;利用ORIGEN2程序计算不同核素组的堆芯积存量及核素的γ源强;利用MCNP程序计算每组核素100%释放进入安全壳所产生的剂量率水平;最后根据拟合公式求解安全壳剂量率。中核核电运行管理有限公司30万千瓦机组安全壳剂量率的计算结果说明该方法切实可行。     

利用MCNP模拟气体裂变产物混合源的γ剂量率

西安脉冲反应堆辐照铀靶后,抽取Kr、Xe裂变气体,通过活性炭吸附于气体源盒内。HPGe γ谱仪测量源盒内混合气体活度,塑料闪烁探测器测量γ剂量率。将源盒、塑料闪烁探测器的几何结构、材料作为蒙特卡罗程序（MCNP）输入信息,模拟塑料闪烁探测器对源盒中核素活度与其γ剂量率对应关系,结合HPGe γ谱仪所测活度得到剂量率模拟值,结果与实测值偏差小于6%。该工作说明在已知放射源空间结构、放射性核素种类和活度的情况下,采用MCNP模拟计算复杂气体放射源γ剂量率的方法是可行的。     

MCNP程序对某坑式废物库贮存废物放射性活度验证计算

某废物库退役源项调查是废物库退役工程前期工作,为退役设计提供源项输入。根据现场辐射水平测量结果,利用点核积分原理,通过γ辐射水平与γ射线注量之间的关系,反推出废物的放射性活度。为评价计算结果,利用MCNP程序进行了验证计算。点核积分计算结果为6.4×1014Bq,MCNP验证计算结果为4.82×1014Bq,表明点核积分计算结果偏保守,满足工程设计需要。     

MC法计算γ射线外照射剂量转换因子

以剂量转换数学模型为基础,针对骨、软组织和水的等效组织球体剂量计算,采用蒙特卡罗软件MCNP5构建0.01~10 MeV的γ射线在这三种物质中的通量和能量沉积模拟模型,进而计算这三种物质的γ外照射剂量转换因子。同时给出这三种物质的γ外照射剂量转换因子对不同能量γ光子的拟合计算公式,并进行了数据验证。结果表明:剂量转换因子在γ射线能量低于0.15 MeV时,随着能量的增加按幂函数降低;高于0.15 MeV时,按指数函数上升;剂量转换因子模拟值与参考值随γ射线能量的变化规律相同。     

MCNP5模拟γ能谱与吸收介质的相关性

为了研究γ能谱与吸收介质的原子序数、密度及其厚度之间的关系,基于蒙特卡罗方法,应用MCNP5程序模拟40K发出的能量为1.46 MeV的γ射线穿过12C、27Al、32S、66Fe、65Zn等吸收介质板后γ能谱的变化,归纳总结了γ能谱与吸收介质参数的相关性.模拟实验结果显示,吸收介质的原子序数对γ能谱低能部分影响较大,...