MCNP程序在微型钠冷快堆屏蔽计算中的应用

应用MCNP程序为微型钠冷快堆(MFR)概念设计建立了精确的屏蔽计算模型,并对其主要屏蔽物理量进行详细的计算分析.结果表明:在到达屏蔽层的外边界前,MFR内γ光子和中子注量率都已经迅速下降到较低的水平,主容器外的屏蔽层材料以碳钢为主,可以设计出满足安全准则的屏蔽结构;一回路钠的活化十分有限,屏蔽比较简单,铍反射层中氦的产量和控制棒吸收段的10B消耗比例都很小,这些材料可以使用多个寿期.     

金属氢化物在小型钠冷快堆屏蔽设计中的应用

为评估金属氢化物（氢化锂、氢化钛和氢化锆）在小型钠冷快堆中的屏蔽性能,使用一维离散纵标法（ANISN程序）模拟计算了屏蔽材料在小型钠冷快堆能谱下的屏蔽特性。屏蔽计算结果表明：氢化锂、氢化钛和氢化锆具有很好的屏蔽性能;将氢化锂与不锈钢、氢化钛或氢化锆与碳化硼混合,可改善这些金属氢化物的屏蔽性能。混合材料用于小型钠冷快堆的屏蔽,可显著减少反应堆系统的重量和体积。     

应用MCNP程序处理研究堆屏蔽计算深穿透问题的方法研究

采用MCNP程序对某一体化研究堆主屏蔽设计进行验证计算。通过几何分裂、源项模型简化、多群截面和能群截断等方法逐步优化计算模型,计算效率提高了70%,计算结果方差小于10%,与确定论程序计算结果吻合较好。经分析,本文建立的计算方法适用于屏蔽层较厚研究堆的屏蔽计算。     

基于正向蒙特卡罗计算的自动源偏倚方法在屏蔽计算中的应用

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。     

深穿透屏蔽计算中MCNP减方差技巧应用及比较

在中子输运的深穿透屏蔽计算中,采用有效的MCNP减方差技巧可以有效缩减计算时间提高计算效率。以一维聚变反应堆(CFETR)平板模型作为深穿透屏蔽计算实例,分别应用了几何分裂与轮盘赌、源偏倚、强迫碰撞、权窗、指数变换等减方差技巧,对各种减方差技巧应用过程中遇到的如中子平分布问题,全零权窗问题等问题,进行了分析总结,并在此基础上提出了针对深穿透问题的新的解决思路。通过不同方法分析和组合,获得了权窗和指数变换的最佳组合,使计算效率加速了162倍。     

华龙一号反应堆本体屏蔽设计

华龙一号(HPR1000)在设计过程中,为了满足通风和安全要求,在反应堆周围增设了贯穿件,另外,为了辐射防护优化的需求,相对于二代核电厂对部分位置辐射分区进行了更为严栺的调整。为应对上述改进,HPR1000反应堆本体屏蔽设计引入了先进屏蔽计算方法,开展了堆腔漏束和深穿透屏蔽计算分析,提出了先进屏蔽结构设计方案。通过采取针对性的屏蔽设计,HPR1000反应堆本体屏蔽各项指标均达到了工程设计要求,能够保护工作人员的安全健康和仪器设备的正常工作。     

锦屏深地核天体物理实验室屏蔽计算

锦屏深地核天体物理实验室（JUNA）为核天体物理关键反应的研究提供了极低本底环境,加之400 kV强流高稳定加速器的使用,使核天体物理感兴趣能区（伽莫夫窗口）的直接测量成为可能。而同时为避免加速器产生本底破坏锦屏深地实验室的超低本底环境,需估算加速器运行本底,进而对核天体物理实验室进行整体屏蔽。以屏蔽系统的初步设计方案为基础,基于中国核数据中心推荐的综合评价核数据库CENDL-NP,采用MCNP方法对其进行了模拟计算。计算过程采取了权重窗技巧与改变几何条件相结合等方法来减小方差,以提高MCNP方法在计算深穿透问题时的准确性。计算结果表明,该实验室的屏蔽系统对加速器引起的本底进行了有效的屏蔽。     

氢化锆用于小型钠冷快堆屏蔽的初步研究

为减少小型钠冷快堆（SSFR）堆侧的屏蔽厚度,本文选择氢化锆作为SSFR堆侧的屏蔽材料。使用一维离散纵标法（ANISN程序）计算了氢化锆在SSFR堆芯区能谱下的屏蔽特性,并计算了堆侧采用氢化锆和碳化硼的屏蔽厚度。结果表明：与堆侧采用碳化硼和不锈钢屏蔽相比,采用氢化锆和碳化硼屏蔽（碳化硼所占体积比小于0.3）,屏蔽厚度减小了大约20%。氢化锆和碳化硼混合屏蔽材料具有很好的屏蔽性能,可减小SSFR堆侧的屏蔽厚度。     

大型集装箱检测室的屏蔽设计

大型集装箱检测系统是当前用于反走私的先进设备之一。它采用Ｘ射线扫描原理，射线被准直成扇形束，在加速器给束的情况下对被检测的集装箱进行扫描，每次照射时间不超过１ｍｉｎ。这种高度准直和间歇式辐照与一般工业辐照加速器的工作状况是不同的。本文介绍的清华大学１∶１大型集装箱检测系统是一实验研究设备，其屏蔽设计由于采用三次准直，加大了射线的准直度，使每次检测被检物所受辐射剂量降低到不大于１５０μＧｙ的水平     

中国先进研究堆水平孔道屏蔽设计优化研究

考虑辐射安全和经济性,对中国先进研究堆(CARR)的水平烫源孔道作了屏蔽设计优化研究.通过分步计算,克服了MCNP4C在计算粒子深穿透问题中的耗时、结果差的缺陷.再建立模型,将转门的屏蔽设计优化问题转化为屏蔽材料的组合优化问题.使用特征统计算法(CSA)结合ANISN程序,编写屏蔽设计优化程序.经过大量方案的筛选,很快找到了符合辐射安全、经济性和材料的机械特性的屏蔽设计优化方案optCH2;用MCNP4C程序计算了优化的方案,并与原方案做了比较.结果表明,optCH2方案的安全性能和经济性都比原方案提高很多.     

Application of High Performance Computing Analysis Technology in Shielding Design of Large Sodium-cooled Fast Reactor

The sodium-cooled fast reactor container is an integrated pool structure composed of numerous internal components and complex structure. The anisotropy is obvious and the deep penetration problem is serious in the process of neutron transport from core to biological shielding. The calculation of three-dimensional S_N method in large scale is the bottleneck restricting in the design of fast reactor shielding. By combining with high performance computing technology, the parallel computing scheme is used to solve the anisotropic three-dimensional deep penetration shielding calculation in the fast reactor. In this paper, the China Demonstration Fast Reactor (CFR600) reactor block was taken as the research object. Using JSNT-CFR code, the neutron flux rate, photon flux rate, and dose rate in the reactor block were calculated in detail. The calculation results were compared with those of the existing two-dimensional code. The results show that combining the traditional shielding calculation method with high performance computing can meet the requirements of CFR600 reactor block shielding calculation accuracy, and obtain a more comprehensive three-dimensional display effect. It can solve the problem of shielding calculation of complex problems such as complex model and particle penetration depth. It has obvious advantages and provides strong support for the large sodium-cooled fast reactor shielding design.     

池式钠冷快堆系统分析程序开发

针对池式钠冷快堆的特点,在对快堆系统的水力模型、热工模型和中子动力学模型进行详细分类和建模的基础上,利用FORTRAN95语言开发了可用于池式钠冷快堆事故分析的系统分析程序（FASYS程序）。以中国实验快堆为计算对象对FASYS程序模型进行了初步验证,所获得的结果和试验值与其他系统程序计算值符合良好,证明了所开发的系统分析程序的正确性。     

钠冷快堆中池式钠火的计算分析

文章论述了根据池式钠火的特点建立了理论模型 ,编制了SPOOL程序。该程序模拟钠燃烧过程中钠和氧气的化学反应 ,钠燃烧热在各种介质中不同方式的传递 ,钠气溶胶的产生、沉积 ,以及在各种通风条件下多种介质的质量和能量交换等瞬态过程 ,描述了钠燃烧过程中各种特征参数随时间的变化。其主要的计算参数包括房间内气体的压力和温度、房间建筑结构的温度、钠气溶胶质量浓度等等。用俄罗斯别洛雅尔斯克核电站实验和法国卡桑德拉 3号实验的数据 ,对SPOOL程序进行验证的结果表明 ,该程序的计算结果可信。该程序为国内钠冷快堆中池式钠火事故的安全分析提供了分析方法     

ATHLET程序的钠冷快堆应用扩展及其验证

系统分析程序是对钠冷快堆的冷却剂回路系统进行全局模拟、瞬态及事故安全分析的重要工具。本工作对德国核设施与反应堆安全机构（GRS）开发的轻水堆最佳估算系统程序ATHLET进行修改,增加了钠的物性公式和传热关系式,将其适用范围扩展到钠冷快堆。为验证修改过的ATHLET程序,对法国凤凰（Phenix）反应堆系统建模,并对其自然对流实验进行模拟,将计算结果与实验数据进行比较。结果显示,ATHLET程序的钠冷快堆应用扩展具有良好的适用性。     

钠冷快堆混合钠火程序开发

钠管道泄漏继而发生钠的燃烧为钠冷快堆特有的事故。在喷雾钠火模型和池式钠火模型基础上,将钠喷雾燃烧和池式燃烧进行了耦合,并针对钠冷快堆钠工艺间的结构特点,最终开发了混合钠火计算程序COMSFIRE。使用该程序计算了FAUNA喷雾钠火试验和CADARACHE池式钠火试验,并与试验结果和部分程序计算结果进行了对比。同时设计了混合燃烧算例,并使用该程序与CONTAIN-LMR程序进行了对比。通过计算结果的对比和分析,初步验证了程序的正确性。     

Development of Sodium-cooled Fast Reactor Sodium Combined Fire Code

Sodium fire caused by sodium pipe leakage is the specific accident for sodium-cooled fast reactor. Based on the sodium spray fire model and sodium pool fire model, sodium spray fire and sodium pool fire were coupled together. A sodium combined fire code COMSFIRE was finally developed based on the structure characteristic of sodium technology room in sodium-cooled fast reactor. FAUNA sodium spray fire experiment and CADARACHE sodium pool fire experiment were calculated with the developed COMSFIRE code, the results of which were compared with the experiments results and some other code results. A combined fire case was designed, and the results were compared with CONTAIN-LMR code. The correctness of the COMSFIRE code was primarily proved through the comparison and analysis.     

钠冷快堆二回路系统热工水力瞬态分析程序SELTAC的开发与应用

针对钠冷快堆二回路系统的具体结构和运行特点,对中间热交换器、直流蒸汽发生器、钠缓冲罐以及泵、管道等设备和部件建立模型,采用FORTRAN语言自主编制了二回路系统热工水力瞬态分析程序SELTAC。利用中国实验快堆的停堆试验数据对所编制程序进行了初步验证。结果表明,程序计算值与试验值趋势一致,最大相对偏差不超过4.34%,吻合程度较好。将验证后的程序与一回路系统程序耦合,分析了某600 MW钠冷快堆在主热传输系统保持排热能力时的紧急停堆工况,得到了二回路系统的瞬态特性,为大型商用快堆电站的设计提供了参考。     

Research on Segment Design of Control Rod in Sodium-cooled Fast Reactor

In sodium-cooled fast reactors, control rods are commonly used to compensate for the excess reactivity and shut down the reactor. The traditional sodium-cooled fast reactor design consists of the safety rod, shim rod and regulating rod. The 10B enrichment of the shim rods is relatively higher, which unavoidably increases the burnup, the heat generation and the power peak factor of the fuel assemblies around the shim rods. To solve this issue, the segment design of control rods was proposed. Compared with traditional design, the new design can significantly reduce the heat generation by about 30 percent and burnup of control rods by about 50 percent, as well as improve the power peak factor of the fuel assemblies around the shim rods. The replacement cycle of the control rods can be extended by time.     

钠冷快堆控制棒分段设计研究

在钠冷快堆中,反应堆运行时的反应性补偿和停堆安全主要由控制棒来实现。当前的钠冷快堆设计中,一般含有安全棒、补偿棒和调节棒。其中,补偿棒中10B的富集度较高,使补偿棒的燃耗较高,且发热量较大,并造成周围燃料组件功率峰因子偏大。本文提出一种分段设计方案,可用于改进上述缺点。该方案相比于传统方案,控制棒发热减小约30%,控制棒燃耗减小50%,并能有效改善周围燃料组件的功率峰因子,控制棒更换周期可提升1倍。