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反应堆结构材料在堆芯中子辐照下由于中子活化反应而产生大量的放射性核素,其衰变光子是反应堆停堆检修、换料、退役过程中工作人员职业照射剂量的重要来源。本文基于严格两步法(R2S),研究了反应堆结构材料栅元活化计算方法,并基于蒙卡粒子输运程序(MCNP)与点活化计算程序(ORIGEN)建立了反应堆结构材料活化剂量计算软件(MOCA)。通过开发功能接口与数据接口程序实现输运程序与活化计算程序的自动耦合,进而实现“中子输运-活化分析-剂量计算”全自动耦合分析。利用M5包壳活化计算模型、不锈钢活化计算模型和NUREG/CR-6115压水堆模型对MOCA进行基准验证,证明了MOCA的正确性与可靠性。 相似文献
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基于蒙卡程序cosRMC的网格计数功能,开发了以严格两步法为核心的停堆剂量率计算程序,通过耦合粒子输运计算和活化分析计算,精确求解停堆剂量场。其中,采用ALARA程序开展活化分析计算,将程序应用于ITER诊断窗口计算基准题上,开展了充分的计算分析,并与其他严格两步法程序计算得到的停堆剂量率结果有较好的一致性。另外,由于聚变装置几何十分复杂,结构网格难以准确描述几何结构,往往一个网格包含多个栅元,此时网格的通量平均对停堆剂量率的精度会带来不好的影响,而非结构网格具有良好的几何适应性,因此,基于非结构网格对停堆剂量率程序作了进一步开发,并在基准题上开展计算分析,验证了程序基于非结构网格计算停堆剂量率的可靠性。 相似文献
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聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层材料活化计算与分析 总被引:1,自引:1,他引:0
对聚变驱动次临界堆 (FDS Ⅰ )包层进行了材料活化计算与分析。利用多功能中子学程序系统VisualBUS1 .0及多群数据库HENDL1 .0 /MG进行中子输运计算 ,以获得包层各个功能区的中子注量率能谱 ;在此基础上 ,使用欧洲活化计算程序FISPACT及IAEA聚变活化数据库FENDL/A 2 .0分别对停堆初期包层不同功能区的剂量率水平和衰变余热水平、停堆后期结构材料与氚增殖剂 /冷却剂的活化性能及其杂质的控制要求进行了计算及分析。 相似文献
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使用中子输运设计与安全评价软件系统(SuperMC)和聚变评价数据库JEFF3.2,根据中国聚变工程试验堆(CFETR)第一阶段设计要求,对双功能液态铅锂包层中各部件的活化特性进行计算和分析。采用燃耗输运耦合方法计算了聚变堆赤道面内、外包层中各部件放射性活度、衰变余热、剂量率和潜在生物危害随停堆冷却时间的变化,并根据欧洲聚变堆安全和环境评估策略中核废料处理标准,分析了聚变堆退役后氚增殖包层的废料处理问题。分析结果表明:在功率200 MW时正常运行10 a条件下,包层中各部件在经过50 a冷却后均可达到简单回收标准,满足CFETR第一阶段放射性废物处理要求。 相似文献
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使用中子学程序系统VisualBUS和活化数据库EAF-99对DFLL-TBM的高级子模块DLL-TBM的活化特性进行了计算和分析,包括DLL-TBM各部件在不同停堆时间的活度、衰变余热和剂量率.活化计算所需要的三维中子能谱通过MCNP/4C中子/光子输运程序和国际原子能机构发布的FEND1.0数据库计算得到.在活化计算分析的基础上,参照欧洲聚变堆安全和环境评估(SEAFP)策略中有关核废料的处理标准评估了TBM各区材料在退役后的废料处理工作,包括核废料应该采用何种适当的方式进行处理及其被完全清除干净的可行性. 相似文献
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聚变发电反应堆双冷液态锂铅包层活化分析和废料处理 总被引:1,自引:1,他引:0
使用中子学程序系统VisualBUS以及相应的数据库HENDL1.0/MG对聚变发电反应堆双冷液态锂铅包层中各部件活化特性进行了计算和分析,包括包层各部件在停堆后不同时间处的衰变余热、活性、剂量率和潜在生物危害,并在此基础上参照欧洲聚变堆安全和环境评估(SEAFP)策略中有关核废料处理标准评估了受到中子辐照后的包层各区材料在退役后的核废料处理工作,包括核废料应该或者可能采用何种方式进行处理及其被完全清除干净的可能性。 相似文献
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根据单晶硅及靶桶材料成分、测量的辐照孔道中子通量谱与辐照时间,采用点燃耗程序ORIGEN与蒙特卡罗程序MCNP耦合计算高通量堆中子嬗变掺杂(NTD)硅辐照系统活化后的外照射剂量当量率及各种活化产物放射性核素衰减变化情况,同时对各种活化核素剂量率贡献及相应衰减时间进行了分析。通过计算结果与堆厅γ电离室剂量率监测对比验证及堆厅屏蔽层厚度的保守估算,表明目前NTD硅系统转运过程屏蔽设计满足辐射防护要求,并提出有益建议。 相似文献
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作为国际热核聚变实验堆(ITER)的重要部件之一,屏蔽包层承受高强度聚变中子辐照,需要定期更换和维修。当活化的屏蔽包层从ITER托卡马克装置移到热室时,可能会给工作人员造成严重的辐射照射,是ITER大厅和热室屏蔽设计的重要辐射源。文中基于ITER最新中子学分析基准模型和"二步法"停堆剂量计算方法,使用超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC针对15号屏蔽包层建立精细的中子学模型,并计算分析包层的活化情况及最严重情况下的周围辐射剂量率,并初步应用于ITER赤道窗口室的屏蔽分析。计算结果显示,单个包层周围最大剂量率为350 Sv/hr,当传送小车停留在赤道窗口室内时,窗口室屏蔽门外剂量率高于10 mSv/hr,不足以满足设计要求。 相似文献
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水冷聚变堆中结构材料活化腐蚀产物和冷却剂活化产物是正常运行工况下的最主要放射性来源,也是反应堆运行及维护过程中工作人员辐照剂量的直接来源。本文使用CATE V2.1程序对国际热核聚变实验堆(International Thermonuclear Experimental Reactor,ITER)LIM-OBB(Limiter-Out-Board Baffle)冷却回路的活化腐蚀产物和水活化产物进行模拟计算,并根据CATE模拟得到的放射性活度通过点核积分程序分别计算正常运行1.2 a及停堆15 d的剂量率。计算结果表明,反应堆运行期间冷却剂活化产物比活度和剂量率远大于结构材料活化腐蚀产物,而停堆后冷却剂活化产物迅速衰变完,结构材料的活化腐蚀产物成为比活度和剂量率的主要来源。 相似文献
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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。 相似文献
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西安交通大学核工程计算物理实验室自主研发了深穿透跨尺度辐射场分析软件NECP-MCX。针对大空间伽马射线辐射输运模拟、聚变堆停堆剂量模拟和点源屏蔽问题等新应用场景下的新问题与新挑战,在NECP-MCX中研发了对应的新方法与新功能。针对km尺度的伽马射线辐射输运问题,提出一致性共轭驱动重要性抽样(CADIS)-下次事件估计器(NEE)耦合方法,该方法能够精确高效地获得km尺度距离处的光子通量密度,计算效率比传统的NEE高6.8倍;针对聚变堆停堆剂量问题,采用粒子输运-燃耗-活化-源项耦合分析方法,获得PF线圈、TF线圈、真空室和偏滤器处停堆剂量随停堆时间的变化;对于点源屏蔽问题,提出首次碰撞源(FCS)-CADIS方法,解决CADIS方法对点源进行源偏倚的局限性,FCS-CADIS方法的计算效率比CADIS方法高2倍。 相似文献
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聚变装置工程模型极其复杂,使得中子学分析的建模十分繁琐和耗时。开源蒙特卡罗程序OpenMC通过集成DAGMC(Direct Accelerated Geometry Monte Carlo),可以直接基于CAD模型进行粒子输运模拟计算,该特性可显著提高复杂工程模型的建模与分析效率。以中国聚变工程试验堆(China Fusion Engineerging Test Reactor,CFETR)为对象,开展OpenMC在聚变中子学分析中的应用研究。基于CFETR一维柱壳模型验证OpenMC与MCNP计数结果的一致性。根据等离子体空间分布特点,基于源扩展接口自定义源类和源函数准确描述复杂聚变中子源。利用DAG-OpenMC的CAD几何功能成功建立了CFETR的三维模型,并计算获得了中子壁负载分布、氚增殖率和核热沉积等物理量。结果表明:DAG-OpenMC与MCNP的计算结果具有极好的一致性。在建立复杂的聚变堆工程模型时,基于CAD几何功能极大地提高了建模效率。DAG-OpenMC在聚变中子学应用中关键问题的验证表明了其处理复杂工程结构条件下聚变中子学问题的可行性。 相似文献
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中国聚变工程实验堆(Chinese Fusion Engineering Testing Reactor,CFETR)的包层和偏滤器第一壁面向堆芯等离子体,第一壁辐照损伤分析对于托克马克安全运行至关重要。赤道面外包层较其它包层距离堆芯等离子体中心更近,其结构材料承受中子辐照大。因此,进行中子辐照损伤评估十分必要。基于此目的,采用计算机辅助设计(Computer Aided Design,CAD)模型和蒙特卡罗中子学建模转换接口Mc CAD完成中子学建模,并用蒙特卡罗方法的粒子输运程序计算第一壁和氦冷固态外包层结构材料辐照损伤。此外,对比了铍和钨作为面向等离子体材料两种情况下第一壁的受损情况。计算结果表明,氦冷固态包层模型下结构材料可以满足CFETR一期的运行要求。 相似文献
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《原子能科学技术》2021,(1)
中子辐照条件下材料结构与性能是中国聚变工程实验堆(CFETR)以及未来聚变反应堆工程设计的重要依据。钨材料是CFETR拟全面使用的壁材料,但中子辐照导致钨硬度升高和韧性大幅下降,严重影响材料的服役性能,进而影响CFETR运行的安全性和稳定性。在目前缺乏聚变中子源进行辐照实验的情况下,开展聚变堆材料中子辐照模拟研究显得愈发重要和紧迫。在国家磁约束核聚变能发展研究专项的支持下,本文以钨为模型材料,构建金属材料聚变中子辐照模拟平台,解决中子辐照模拟的共性关键技术问题,实现中子级联损伤→辐照微结构→力热性能的多尺度模拟,籍此预测聚变中子辐照条件下材料的行为。 相似文献
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基于中国ITER氦冷固态实验包层(HCSB-TBM)3×6 模块化结构设计,对其活化特性进行了计算分析.利用蒙特卡罗程序MCNP及数据库FENDL/2进行三维中子输运计算,在此基础上,使用欧洲活化分析系统EASY-2007进行了详细的活化计算.结果表明,刚停堆时,测试包层模块(TBM)总活度为1.29×1016 Bq,总余热为2.46 kW,且均主要受低活化马氏体钢Eurofer材料控制.活度和余热值均在TBM安全设计范围内,且不会对环境造成显著影响.同时,根据计算的接触剂量率可知,TBM中的活化材料均能采取远程操作实现循环再利用.活化计算结果表明,当前的HCSB-TBM设计从中子活化角度满足ITER安全设计需求. 相似文献