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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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《原子能科学技术》2021,(7)
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。 相似文献
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~(16)N是压水堆一回路冷却剂中的主要活化产物,也是一回路中的主要辐射源。本文在传统~(16)N源项计算模型的基础上,根据堆芯内冷却剂的流向,考虑堆芯区域以及下降段区域的中子通量差异,将堆芯划分为活化区域以及反射区域,并建立了相应的计算模型,以典型三代压水堆核电站为例进行了计算与验证,计算结果与技术文件吻合良好,偏差在10%以内,验证了模型的正确性。最后分析了一回路典型部位的~(16)N平衡放射性活度浓度,发现在反应堆堆芯出口处最高,随着冷却剂流向逐步减少。研究结果表明,优化的计算模型可更准确计算压水堆核电站冷却剂的~(16)N源项,为分析反应堆一回路的辐射源项提供参考依据。 相似文献
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针对我国秦山一期核反应堆实际情况,利用蒙特卡罗程序建立了细化到燃料棒结构的全堆芯pinby-pin模型进行中子输运计算,并对计算模型的可靠性进行了验证;基于堆本体结构部件的几何参数、材料参数及堆本体中子注量率分布,在假定功率运行史的情况下,利用燃耗计算程序计算了反应堆停堆后的中子活化产物作为堆本体退役源项的估算结果,并对源项产生的三维辐射场剂量分布情况进行了可视化建模与分析,模拟结果与理论分析一致。本研究是下一步建立我国秦山核电厂退役技术安全验证和虚拟仿真平台的关键性基础工作。 相似文献
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中子与靶核碰撞时引起的靶核反冲释放,对于反应堆活化腐蚀产物源项分析有非常重要的影响。对于使用水冷方式的反应堆,在辐照区反冲释放可使活化腐蚀产物离开壁面进入到冷却剂中,并随冷却剂迁移到非辐照区,使非辐照区的设备也带有放射性。本文研究了反冲释放在反应堆内的作用方式,建立了反冲释放的计算模型和程序模块,并集成到活化腐蚀产物源项分析程序CATE中,利用改进后的CATE程序,计算分析了堆芯与蒸汽发生器中主要的活化腐蚀产物核素58Co与60Co在考虑反冲释放前后的数值,明确了反冲释放效应的影响程度。计算结果表明:考虑反冲释放前后堆芯处58Co与60Co活度的比值有所下降,而在蒸汽发生器中的比值则有所上升;反冲释放的总作用概率与腐蚀产物层厚度相关,会随着反应堆的运行而逐渐降低,反应堆运行初期作用概率的数量级在10-1,对活化腐蚀产物的迁移有显著影响,100 d后作用概率的数量级下降到10-3,对活化腐蚀产物源项的影响较小。 相似文献
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活化产物为压水堆核电站中主要辐射源,有必要对其建立分析手段。分析了压水堆核电站堆芯外材料中活化产物源项的产生途径,建立了压水堆核电站堆芯外材料中活化产物源项的计算模型,并分别基于矩阵指数法和切比雪夫有理近似法求解所建立的计算模型。开发了具有良好人机界面的计算程序CPAP,并采用典型材料活化例题与国外同类软件进行了对比测试。测试结果表明:CPAP程序对于测试算例的计算结果与国外同类软件的计算结果之间的偏差在工程可接受的范围内。CPAP程序具有人机界面友好以及求解器可选的优点,可广泛应用于压水堆核电站的设计、运行和退役阶段。 相似文献
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氟盐冷却高温堆(FHR)作为第4代核能系统,对安全性和经济性更加注重。FHR全空间中子通量密度的精细分布数据对于材料构件的辐照损伤计算、放射性源项分析以及辐射屏蔽设计等均有重要意义。针对这一需求,本文采用离散纵标(SN)方法为蒙特卡罗(MC)方法偏倚计算提供所需的源偏倚和权窗参数,使蒙特卡罗粒子均匀地分布于整个计算模型空间,从而有效降低中子通量密度分布计算的统计误差。在该方法的基础上,编写了耦合程序SN2MCNP,并使用该程序对FHR全空间的中子通量密度分布进行了精细计算。经对比验证,在同样的计算时间和统计方法的要求下,单独使用MCNP计算的结果中,只有30.1%的相对误差达到要求(10%),而使用SN2MCNP的计算结果中则有99.6%的相对误差达到要求(10%)。 相似文献
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《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(7):1087-1093
The method for the establishment of an equilibrium core model proposed in the previous paper and the source term calculation method proposed in this paper for the characterization of decommissioning waste were verified by comparing the nuclide inventory estimated by MCNP/ORIGEN2 simulations with the measured nuclide inventory according to a chemical assay in an irradiated pressure tube discharged from Wolsong Unit 1 in 1994. At first, the time-average pseudoequilibrium full-core model of Wolsong Unit 1 was developed on the basis of the previously proposed modeling method for the activation of in-core and ex-core structural components. Then, the application level of the neutron flux and cross section in the radionuclide buildup calculation were compromised. Fourteen major actinides and fission products were considered to represent the irradiated fuel condition, and a geometry simplification was also introduced in the burned full-core model for MCNP simulation. The assumption of a constant neutron flux and capture cross section as a function of the irradiation time was applied in the radionuclide buildup calculation in ORIGEN2. As a result, the values estimated from the analysis system agreed with the measured data within a difference range of 30%. Therefore, it was found that the MCNP/ORIGEN system and source term characterization method proposed can be viable to estimate the source terms of the decommissioning waste from a CANDU reactor. 相似文献
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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。 相似文献
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针对传统轻水堆事故源项计算方法不适用池式钠冷快堆的问题,分析可能发生的设计基准事故和超设计基准事故的释放路径,研究建立适用于池式钠冷快堆的堆芯损伤类、泄漏类和钠火类事故源项计算方法。结合示范快堆的6种典型事故:1盒燃料组件瞬时全部堵塞事故、反应堆堆本体覆盖气体边界泄漏事故、一次氩气衰变罐破损事故、主容器泄漏事故、一回路外无保护套管的钠净化管道泄漏事故和一回路无保护套管的外辅助管断裂或泄漏合并隔离阀关不住事故,开展事故源项计算及其剂量后果评价。结果表明:6种事故的放射性后果均低于GB 6249-2011的要求。该方法还可为回路式钠冷快堆、铅铋快堆以及气冷快堆事故源项计算提供参考。 相似文献
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WANG Fenglong YANG Yong HUANG Shuming ZHANG Qiang WANG Shixi WU Mingyu XU Zhilong SHAO Jing WAN Haixia 《原子能科学技术》1959,54(10):1849-1857
To deal with the problem that the traditional light water reactor accidental source term calculation method is not suitable for sodium-cooled fast reactor, calculation methods for accidental source term of pool-type sodium-cooled fast reactor, including core damage type, leak type and sodium fire type, were studied and derived on basis of the analysis of release path of potential design basis accidents and beyond design basis accidents. The methods were applied to six typical accidents of the demonstration fast reactor, including the total instantaneous blockage of one fuel assembly, the leakage of cover gas region of reactor main vessel, the damage of primary argon decay tank, the leakage of main vessel, the leakage of sodium purification pipeline without protective sleeve outside the primary circuit, and the leakage of external auxiliary pipeline without protective sleeve outside the primary circuit or the isolation valve tube not be closed. The calculation of accidental source terms and their radiological consequences were carried out. The results show that the radioactive dose consequences of the six accidents are lower than the requirements of GB 6249-2011. The methods proposed can provide reference to the calculations of accidental source term of loop-type sodium-cooled fast reactor, lead-cooled fast reactor and gas-cooled fast reactor. 相似文献
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反应堆屏蔽计算是粒子输运数值计算的难点问题之一。由于仅有少量处于堆芯外围组件的高能中子能到达屏蔽层外,如果对源粒子采用无偏抽样,大量的计算时间用于模拟无用的源粒子,计算效率很低。偏倚抽样是提升蒙特卡罗模拟计算效率的重要途径,包含源偏倚、输运偏倚和碰撞偏倚等。MCNP程序的权窗发生器可为输运偏倚和碰撞偏倚提供参数,但不包含源偏倚。本文利用正向蒙特卡罗计算权窗发生器产生的重要性函数,生成源偏倚参数以及与之匹配的权窗系数,在屏蔽计算中取得了很好的效果。本文的方法与MCNP的权窗功能完全兼容,使用方便。 相似文献
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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。 相似文献
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CHEN Haiying WANG Shaowei TIAN Xinlu WU Caixia XIONG Wenbin ZHANG Chunming 《原子能科学技术》1959,54(12):2418-2423
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. 相似文献