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。     

核电厂反应堆构件的退役活化源项计算

介绍一种核电厂反应堆构件退役活化源项的计算方法和计算结果及其初步验证。在对ORIGEN2程序的一群核反应截面进行修改后,采用蒙特卡罗程序(MCNP)和ORIGEN2程序相结合方法计算反应堆构件的退役活化源项。计算结果表明:退役反应堆构件的活化源项包括6~7种主要核素,随着构件材料成分和与堆芯距离的不同,主要活化源项的核素种类和数量发生显著变化;计算辐照监督管活化样品比活度并与测量数据进行对比,结果显示修正截面后的计算值与测量值符合得很好(相对偏差在20%以内),而未修正截面的计算值与测量值符合得较差,从而验证了本文所述方法的适用性。     

基于严重事故剂量后果的堆芯重要核素选择

用于事故放射性后果评价的事故源项与堆芯源项密切相关,而通用的堆芯源项程序,如ORIGEN的计算结果包含几百个甚至更多的核素,如何在大量核素中筛选出重要核素,对于简便、准确地进行放射性后果评估具有重要意义。通过对事故后核素迁移至环境的跟踪,评价每个核素对最终放射性后果的贡献。结果显示30～50个核素的剂量贡献即可包络95%以上的剂量后果,这些核素可作为计算的基准,也是堆芯源项核素选择的依据。计算方法对剂量后果评价具有重要的参考价值。     

压水堆核电厂放射性活化源项计算

研究反应堆相关结构材料活化源项,对核电厂设计、运行及退役都有十分积极的意义和价值。本文利用离散纵标程序DORT计算反应堆堆腔内的中子注量率空间分布情况,通过数值解析的方法计算反应堆堆腔内主要结构材料中活化产物的活度浓度,进而计算活化源强(即γ射线源强,表征γ射线发射率与γ射线能量的关系),分析并建立一套空间分布活化源项研究体系,并与基于点燃耗模型的ORIGEN程序计算结果进行比较。计算结果表明,在活化源强计算中,基于离散纵标法的活化源强计算方法,在堆内构件等中子注量率变化明显之处拥有显著的精度,而ORIGEN程序则比较适合于厂房空间及主设备等中子注量率变化不明显之处。     

MMPA方法在多工况中子活化计算中的应用

反应堆内结构材料及回路中的腐蚀产物经过强中子辐照后会被活化成放射性核素，这些核素及其衰变产物是工作人员的主要辐照危害来源。因此，高效精确地计算这些放射性核素的存量对于反应堆屏蔽防护设计、放射性源项与废料管理等方面具有重要意义。本文研究了一种基于最佳一致逼近多项式(MMPA)的中子活化计算方法，相比于线性子链解析方法、指数欧拉方法等传统中子活化计算方法，该方法具有数值稳定性好、求解效率高且不需要单独处理短寿命核素的优点。进一步在自主研发的核素存量计算软件AMAC中研究并实现了基于MMPA方法的两种求解策略，并通过衰变工况、辐照工况、脉冲工况下的典型材料活化算例和针对大规模活化矩阵的算例初步验证了MMPA方法应用于多工况中子活化计算中的正确性和有效性。测试结果表明，该方法具有良好的计算精度和求解效率。     

核电厂放射性液态流出物总γ放射性浓度控制值估算

核电厂放射性液态流出物排放监测包括源项监测、排放前取样监测和排放过程中的实时在线监测,其中源项监测和在线监测都是测量液态流出物的总γ放射性浓度,而不是活度浓度。本文针对新颁布实施的国家标准《核动力厂环境辐射防护规定》和《核电厂放射性液态流出物排放技术要求》所规定的滨海核电厂除氚和碳-14外其他放射性核素的活度浓度限值,通过理论分析和实验测量,建立了一种通过核电厂放射性液态流出物活度浓度估算总γ放射性浓度的方法,并结合秦山第二核电厂1号和2号机组放射性液态流出物中核素组成比例,确定了1号和2号机组放射性液态流出物排放的总γ放射性浓度控制值。     

基于ORIGEN2的西安脉冲堆堆芯核素存量自动跟踪程序

针对反应堆事故源项研究中功率运行史统计繁冗的难题,以西安脉冲堆为对象,建立了脉冲堆功率参数计算数学模型,开发了基于ORIGEN2程序的堆芯核素存量自动跟踪功能示范程序ORBITER,并进行了验证。结果表明,堆芯核素存量跟踪迭代算法技术路径是可行,计算精度可接受。在基准算例66.5 MW·d/tU的燃耗深度下,与ORIGEN2传统算法比较,三个典型核素中⁸⁵Kr偏差最大,其值为2.00%,偏差主要来自于算法对辐照/衰变过程的微分化处理。堆芯核素存量跟踪迭代算法借助计算机自动化技术自动跟踪反应堆功率运行史,实时输出堆芯内核素存量,不仅显著降低了人工统计所需的时间和体力成本,也大幅提高了源项数据获取时效性。     

回溯算法在燃耗计算中的应用

采用解析解的线性核素链方法在进行燃耗计算时首先根据分治和递归的策略将燃耗矩阵进行解耦,形成具有马尔科夫特性的线性核素链。然后通过对每一条链的解析计算得到所有相关核素的核密度、活度、衰变热等数据。然而在核素链的构建过程中需对每一个可能的核反应路径进行计算。欲保证计算的精度和效率,需寻求一种既能覆盖所有反应路径、又能根据问题描述和约束条件进行自动搜索的算法。本文通过对各种搜索算法的分析和比较并根据燃耗链构建过程的特点,最终采用回溯算法进行深度优先搜索,在搜索过程中完成燃耗链的构建和计算,从而形成问题相关的、具有高精度的自适应燃耗算法。同时结合燃耗过程和回溯算法的特点进行了解空间和时间复杂性的分析。将所开发的多群点燃耗计算程序与蒙特卡罗输运计算程序MCMG-Ⅱ进行耦合,通过对中国实验快堆首炉堆芯燃耗的计算和分析完成程序的初步验证。     

核电厂液态流出物排放数模计算域分析

针对核电厂液态流出物在受纳水体中的稀释扩散问题, 常采用平面二维数值模拟法进行分析, 计算所得流场往往有水文测验资料进行验证, 但对于半衰期较长的核素, 衰变减少的份额较少, 计算范围的大小对计算结果的影响较大。本文结合工程实例, 选取大小不同的两个计算域, 分别进行数值模拟计算, 并对计算所得流态、浓度场分布、浓度通量以及总量守恒进行分析。结果表明, 在计算能力范围内, 应选取较大的计算域; 在满足计算精度和效率的条件下, 排放口距计算边界宜大于80 km的范围。该结果可供核电厂液态流出物排放选择计算范围时进行参考。     

基于偏离效应核素筛选方法的水冷聚变堆源项计算

活化腐蚀产物是水冷聚变堆正常运行过程中主要的放射性源项，一般采用解析方法求解，但解析方法无法在满足精度要求的同时提高计算效率。本文提出一种基于定量化偏离效应分析的核素筛选方法，以放射性活度和剂量率2个参数定义偏离效应指标，通过分析偏离效应指标，筛选出满足接收准则的核素，以确定计算所需要的目标核素，这种分析方法既能满足精度需求，又能提高计算效率。将该核素筛选方法应用于国际热核聚变实验堆（ITER） 限制器-外包层水冷回路 （LIM-OBB）的活化腐蚀产物源项分析，并与此问题下的高精度基准解进行对比。结果表明，57Co、58Co、55Fe、51Cr等主要活化腐蚀产物核素的比活度计算结果相对于基准解的偏差均控制在1.5%以内；应用核素筛选方法后的计算效率相对于基准解的计算效率提高了279倍。      

Comparison of depletion algorithms for large systems of nuclides

In this work five algorithms for solving the system of decay and transmutation equations with constant reaction rates encountered in burnup calculations were compared. These are Chebyshev rational approximation method (CRAM), which is a new matrix exponential method, the matrix exponential power series with instant decay and a secular equilibrium approximations for short-lived nuclides, which is used in ORIGEN, and three different variants of transmutation trajectory analysis (TTA), which is also known as the linear chains method. The common feature of these methods is their ability to deal with thousands of nuclides and reactions. Consequently, there is no need to simplify the system of equations and all nuclides can be accounted for explicitly.The methods were compared in single depletion steps using decay and cross-section data taken from the default ORIGEN libraries. Very accurate reference solutions were obtained from a high precision TTA algorithm. The results from CRAM and TTA were found to be very accurate. While ORIGEN was not as accurate, it should still be sufficient for most purposes. All TTA variants are much slower than the other two, which are so fast that their running time should be negligible in most, if not all, applications. The combination of speed and accuracy makes CRAM the clear winner of the comparison.     

Research of Radioactive Source Term Calculation Model and Application in LOCA for PWR

According to the mechanism of the generation and reduction of the nuclide in the process of migration and release from the core to the containment and the environment after the pressurized water reactor (PWR) loss of coolant accident (LOCA), the calculation model of radioactive source term for LOCA was established. The comparative analysis of model calculation results was carried out. Finally, the model was applied to the source term analysis for the third generation PWR LOCA. The results show that the relative deviation between the calculation results of the model and TACTⅢ code is within ±0.05%, and the relative deviation between the iodine calculation results of the model and TITAN5 code is within ±0.5%, so the model calculation is accurate. For various nuclear motor types of PWRs, the removal mechanism and removal rate of nuclide in the containment are different, resulting in different I and Cs radioactivity release curves. The cumulative radioactivity of ¹³¹I, ¹³⁴Cs, ¹³⁶Cs and ¹³⁷Cs released into the environment within 30 d gradually increases. The established model is highly versatile, which is based on the complete nuclide decay chain, considering the contribution of the precursor nuclides decay to the daughter nuclides, and the effective removal process of elemental iodine by spraying or natural removal.     

压水堆LOCA放射性源项计算模型及应用研究

根据压水堆冷却剂丧失事故（LOCA）后核素从堆芯迁移、释放至安全壳及环境过程中的产生和消减机理,建立了完整的LOCA放射性源项计算模型,并对模型计算结果进行对比分析,最终将模型应用于第3代压水堆LOCA源项计算分析中。结果表明：本文模型与TACTⅢ程序计算结果的相对偏差在±0.05%以内,与TITAN5程序的碘计算结果的相对偏差在±0.5%以内,本文模型计算准确。对于压水堆各种核电机型,安全壳内核素的去除机制及去除速率不同,导致释放到环境中的I和Cs核素活度变化曲线也不同,¹³¹I、¹³⁴Cs、¹³⁶Cs、¹³⁷Cs在事故后30 d内释放到环境中的累积活度逐渐增大。建立的模型基于完整的核素衰变链,考虑了母核衰变对子核源项的贡献及喷淋或自然去除等作用对元素碘的有效去除过程,通用性强。     

裂变缓发γ射线能谱的蒙特卡罗模拟

采用递次衰变路径搜索和遍历的递归算法编制一程序,该程序可用于计算裂变核素在中子辐照时和辐照后任意1种或1组裂变产物在任意时刻的放射性活度、γ能谱及其随时间的变化。计算了²³⁹Pu在池式堆快中子照射下的裂变缓发γ能谱。用MCNP软件模拟了高纯锗探头对裂变缓发γ射线的能谱响应。模拟结果可用于指导核材料裂变产额测量等研究工作。     

基于R2S方法的反应堆结构材料活化剂量计算研究

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。      

衰变对严重事故条件下裂变产物释放及场外剂量评价影响分析

介绍了某三代核电厂严重事故释放类别,选取会造成大量放射性释放的释放类别和对应的典型严重事故序列,采用MAAP程序计算分析裂变产物向环境释放特性。在此基础上,选取对人员剂量贡献最大的几种核素,计算考虑衰变和不考虑衰变2种情况下,各核素向环境累积释放活度及场址边界500?m处的全身剂量和甲状腺剂量的大小,并分析了衰变对累积释放活度和剂量评价的影响。结果表明:衰变对裂变产物向环境累积释放活度的影响与核素半衰期及事故后开始向环境释放时间有关;半衰期越短,裂变产物开始向环境释放时间越晚,衰变的影响越明显;从场外剂量分析,衰变对全身剂量的影响较甲状腺剂量的影响更明显。      

Validation of decay heat calculation results of ORIGEN2.2 and CASMO5 for light water reactor fuel

Comparing with the fission product nuclide (FP) decay heat summation calculation result in MeV/sec/fission based on the JENDL FP decay and yield data files 2011 for the burst fission, FP decay heat calculated by ORIGEN2.2 coupled with JENDL-4.0 base library ORLIBJ40 was verified at the cooling time from 1 sec to 10⁸ sec for ²³⁵U (thermal), ²³⁸U (fast), ²³⁹Pu (thermal) and ²⁴¹Pu (thermal). For these fission nuclides, FP decay heat calculated by CASMO5 at the same cooling time after a short irradiation (10⁴ sec) was also compared with that of ORIGEN2.2. In the analysis of decay heat measurements at the cooling time from 2.3 years to 27 years consisting of four data sets on the fuel assemblies discharged from the US PWRs and BWRs, and the Swedish PWRs and BWRs, the average values of the ratios of the calculated to measured results (C/E's) were from 0.972 to 1.031 for ORIGEN2.2, and from 0.977 to 1.016 for CASMO5. The standard deviations of C/E's for the four data sets were from 0.02 to 0.03 for the both codes except for those of the US BWR fuel assemblies which were from 0.11 to 0.12. The obtained C/E's were similar to those in the precedent study.     

CRAM在放射性核素存量计算中的应用

在反应堆中,组成材料的稳定核素经受强中子辐照后,会被活化成放射性核素。这些核素及其衰变产物对工作人员的职业辐照剂量具有重要贡献。为了更好地进行人员的辐射防护工作,需要对放射性核素的存量进行精确计算。相对于核素平衡方程的其它求解方法,切比雪夫有理逼近方法(Chebyshev Rational Approximation Method,CRAM)在计算精度和效率方面具有综合性优势。首先介绍了CRAM的基本理论,随后选取典型的例题进行了测试验证。与解析解对比的结果表明,采用CRAM进行中子辐照下的核素活化衰变计算能够取得不错的效果,但是用于核素长期衰变计算可能导致计算错误。针对此问题,将收缩乘方技术与CRAM相结合,取得了正确的计算结果,拓展了CRAM的适用范围。     

Validation of IRBURN calculation code system through burnup benchmark analysis

Assessment of the reactor fuel composition during the irradiation time, fuel management and criticality safety analysis require the utilization of a validated burnup calculation code system. In this work a newly developed burnup calculation code system, IRBURN, is introduced for the estimation and analysis of the fuel burnup in LWR reactors. IRBURN provides the full capabilities of the Monte Carlo neutron and photon transport code MCNP4C as well as the versatile code for calculating the buildup and decay of nuclides in nuclear materials, ORIGEN2.1, along with other data processing and linking subroutines. This code has the capability of using different depletion calculation schemes.