内冷式气冷快堆模拟设计及其中子学参数理论计算

模拟设计了一种内冷式的气冷快堆,理论计算了堆芯的中子学主要参数。通过堆芯物理分析表明:选择合适的燃料富集度可以使堆芯处于临界运行;该堆的中子能谱符合快堆要求;中子通量和堆芯功率分布比较平坦;堆芯增殖比为1.019,可延长堆芯的寿期。内冷式气冷快堆从中子特性计算上满足了堆芯物理要求,可为今后气冷快堆的设计提供参考。     

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。      

基于弦长抽样方法的弥散燃料蒙特卡罗中子输运模拟

弥散燃料因具有燃耗深、包容裂变产物能力强和导热性好等优点而被广泛应用于新型核能系统设计中。然而,弥散燃料因其燃料颗粒在基体材料中的随机分布特性给传统中子输运模拟方法带来了新挑战。基于弦长抽样法发展了弥散燃料蒙特卡罗中子输运计算方法和数值模拟程序,其可以实现弥散燃料的在线建模,充分考虑中子输运过程中燃料颗粒在基体材料中的随机分布特性,快速获得准确可靠的中子输运模拟结果。利用数值例题对本文方法及程序开展了基准验证,证明了本文方法及程序在弥散燃料临界计算中的正确性。      

基于非支配排序遗传算法的辐射屏蔽多目标优化方法研究

为提高反应堆辐射屏蔽结构设计效率与设计性能,减少传统辐射屏蔽设计方法的主观经验影响。本文基于非支配排序遗传算法对反应堆屏蔽结构开展多目标优化方法研究,并开发了反应堆辐射屏蔽多目标优化计算分析程序;利用典型反应堆辐射屏蔽结构模型对此优化方法和计算程序开展了初步验证。结果表明,非支配遗传算法可正确有效地用于辐射屏蔽结构的设计,优化效果显著。      

基于弦长抽样方法的弥散燃料蒙特卡罗中子输运模拟

The dispersion fuel is with the advantages of high burnup, strong ability of containing fission products and good thermal conductivity. It is widely used as an advanced fuel element in new types of nuclear reactors. However, the dispersion fuel element in which the fuel particles statistically distributed in the matrix material presents some new challenges for the conventional neutron transport simulation methods. In this paper, the Monte Carlo neutron transport simulation method based on the chord length sampling is developed. The method can realize the on-the-fly modeling of the dispersion fuel, in which the fuel particles are randomly distributed in the matrix material. The method can obtain neutron transport simulation results accurately and effectively. The method was verified with numerical benchmarks, which indicated the accuracy and reliability of the method in dealing with the dispersion fuels in criticality calculations.