反冲释放对反应堆活化腐蚀产物源项的影响研究

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。     

基于直接求导方法的中子活化计算不确定性研究

在中子活化计算中，由于输入核数据存在一定的固有不确定性，这将对计算结果产生一定的影响。而计算结果的不确定度对核设施源项分析、辐射屏蔽设计发挥着重要的作用。首先研究了用于不确定性分析的直接求导方法和Gear算法，随后进行了活化系数矩阵以及敏感性系数矩阵的构造，最后利用Gear算法同步求解活化方程组和敏感性方程组，得到核素存量对于核数据的敏感性系数，并结合核数据的相对不确定度得出核素存量的相对不确定度。将本工作研发的方法集成到中子活化程序ABURN中，并选取典型例题进行了测试验证。结果表明：ABURN程序对于核素存量及其敏感性系数与相对不确定度的计算结果，与解析解和欧洲活化程序FISPACT数值解的计算偏差很小，绝大部分偏差不超过0.2%，最大偏差不超过1%，说明此方法和程序具备了高精度分析核素存量的敏感性和不确定性的能力，能够为核设施辐射防护以及源项分析工作提供工具和数据支持。