C276镍基合金中子辐照活化计算分析

采用欧洲活化程序EASY-2007对C276的活化特性进行了活化计算与分析。计算所需中子能谱选取总中子通量约为2.47×1016n/cm2/s的瓦特裂变谱,辐照时间选取了0.5年、1年和1.5年三种情况。活化计算结果包括辐照停堆后不同冷却时间内C276活化产生的放射性活度、衰变余热及接触剂量率等。另外,本文将C276的活化特性与Zr-4及M5包壳材料作了初步的比较分析。结果表明,从中子活化角度看,C276与Zr-4相比并没有优势,但与M5相比还是有一定优势存在的。     

F-C(频率后果)曲线在风险指引型监管中的应用研究

重点研究了NUREG-1860中推荐的F-C曲线,阐述了建立该曲线的考虑,详细说明了F-C曲线中的频率和后果限值的确定方法,简要对比了下一代核电厂(NGNP)使用的F-C曲线和英国健康和安全委员会(HSE)推荐的F-C曲线,论述了如何使用F-C曲线确定许可基准事件(LBE)使其满足监管限值和监管要求,同时,给出了对我国风险指引型监管技术研究的建议。     

ARCON96程序理论模型分析

大气弥散因子是评价核电厂控制室可居留性的重要参数,美国核管理委员会采用ARCON96程序评估该参数。对ARCON96程序的基本原理及主要理论模型进行分析,并以安全壳表面释放情况为例,对程序中的面源释放扩散模型开展敏感性分析。为ARCON96程序的科学使用提供建议,保障计算的合理性。     

多层像素芯片缪子成像装置中芯片位置校正方法研究

硅像素互补金属氧化物半导体(Complementary Metal Oxide Semiconductor,CMOS)芯片因具有微米级的位置分辨能力和极高的探测效率等特点,对于径迹精确重建具有举足轻重的作用。通过大面积拼接,能够将硅像素芯片用于μ子成像,但芯片拼接产生的机械误差,以及各层之间的相对位置误差,对μ子重建过程中的位置精度具有明显影响。本文利用μ子通过探测层时产生的观测点,建立了基于μ子径迹直线拟合模型的迭代芯片位置校正算法。通过在GEANT4程序中构建μ子成像探测原型装置,其中包含8个物理探测层,每层拼接了4块硅像素芯片,并添加芯片在x、y方向与旋转角θ三个自由度上的偏移量,模拟了真实情况下的机械误差对重建位置精度的影响。结果显示:该算法可用于芯片真实位置的高精度修正,使芯片位置修正精度小于5μm。     

辐射屏蔽专用蒙特卡罗软件RShieldMC开发与验证

辐射屏蔽计算是核电厂辐射防护设计和审评的重要内容之一。国际屏蔽计算软件对中国实行"出口封锁",制约了我国核电辐射屏蔽审核计算能力,因此,研发了具有自主知识产权的基于蒙特卡罗方法的辐射屏蔽专用蒙特卡罗软件RShieldMC(Radiation Shielding Monte Carlo)。为了验证RShieldMC程序,进行中子注量率计算的准确性和适用性,利用秦山一期反应堆结构与辐照监督管相关参数,通过RShieldMC可视化前处理模块建立辐照监督管屏蔽计算模型,计算秦山一期反应堆辐照监督管堆芯中平面和上焊缝处的中子注量率。RShieldMC程序计算结果与辐照监督管实验测量值以及MCNP(Monte Carlo N-Particle)、JMCT-S(J Monte Carlo Transport)、TORT(Three-dimensional Neutron/Photon Transport)程序计算结果符合较好,验证了RShieldMC软件在中子注量率计算中的可用性及正确性。     

C276合金质子辐照损伤模拟及活化分析

C276合金是先进核电站燃料元件包壳的候选材料之一。本工作采用TRIM程序分别计算10和20MeV质子辐照C276所产生的辐照损伤,比较分析能损、离位原子、DPA等参数分布。同时使用FISPACT-2007程序进行活化计算,对放射性活度、衰变余热及接触剂量率等参数进行了详细分析。结果表明：辐照损伤主要来自电子能损的贡献,高能质子与靶原子发生碰撞的几率较低。C276经同种能量质子辐照后,活化特性随着辐照时间的增长而增加。辐照时间相同时,高能质子会对材料产生更大的影响。本工作为后续的辐照损伤分子动力学模拟及计划开展的质子辐照实验提供支持。     

ITER中国固态实验包层中子学性能初步分析

中子学性能分析对国际热核实验堆(ITER)实验包层模块(TBM)的设计评估检验,及其子系统设计提供重要的数据依据。首先利用国际上通用的Monte Carlo粒子输运模拟程序MCNP/4C,数据库采用I-AEA发布的聚变评价核数据库FENDL/2,计算和分析了中国固态实验包层HCSB-TBM主要的中子学特性,包括产氚率和核热沉积。然后应用欧洲活化程序EASY-2007对中国HCSB-TBM经聚变中子辐照后的活化特性进行了计算分析,提供了活度和余热数据。结果表明当前模块设计从中子学角度满足工程要求。     

基于蒙特卡罗-离散纵标双向耦合方法的快中子注量基准分析

蒙特卡罗（MC）-离散纵标（S_N）双向耦合方法是解决大型复杂核装置屏蔽问题的有效方法。本文针对三维MC-S_N双向耦合方法在大型压水堆核电站屏蔽计算中的应用,进行了基准验证分析。基于美国核管会（NRC）发布的NUREG/CR-6115压水堆基准模型,采用自主开发的三维MC-S_N双向耦合屏蔽计算分析方法,利用MCNP4C精确计算堆芯到热屏蔽精细模型以及位于压力容器内部计算区域的精确模型,三维S N 程序TORT用于进行热屏蔽到第2下降区外表面间的计算。通过自主研发的接口程序实现MC粒子概率分布与S_N角通量密度间的相互转换,实现MC和S_N 双向耦合计算。三维MC-S_N双向耦合方法计算结果与基准报告提供的MCNP、DORT结果符合良好,初步验证了该方法解决大型复杂核装置屏蔽问题的可行性。     

反应堆外围组件pin-by-pin压力容器屏蔽计算分析

针对某三代压水堆,利用MCNP程序开展压力容器屏蔽计算。其中堆芯内部组件采用打混模型,外部组件采用pin-by-pin模型,组件建模采用MCNP重复结构卡进行描述,大大减少了建模工作量。计算给出了压力容器内壁周向和轴向快中子注量率分布情况。假设反应堆运行60 a,负荷因子为90%,计算得到快中子注量峰值,并将其与设计值进行比对。比对结果表明:计算值与设计值的相对偏差不大于5%,偏差在可接受的范围内。     

LOCA源项与放射性后果计算影响因素分析

建立了冷却剂丧失事故（LOCA）源项与剂量分析模型,研究堆芯持续释放时间、喷淋作用、母核衰变对LOCA源项及放射性后果的影响。结果表明：堆芯瞬时释放情况下,释放到环境中的累积活度高于持续释放,尤其是短半衰期核素差异显著,如¹³⁵Xe^m和¹³⁸Xe。事故前期,喷淋对^131~135I影响显著,碘向环境的释放量及剂量随喷淋去除常数的减小而增大。母核衰变对剂量结果影响很小。各种情况下,非居住区边界和规划限制区外边界剂量均满足接受准则的要求。考虑喷淋时效且堆芯释放按照时间无关过程（瞬时释放）来估计事故源项与辐射剂量具有保守性。