蒙卡程序重复结构识别和展开方法研究

重复结构给核反应堆蒙卡程序几何建模带来了极大便利,但在物理热工耦合、燃耗计算时需要对重复结构进行识别和展开处理。本文首先研究了对重复结构的识别方法;其次,研究了重复几何栅元展开为最底层的无重复几何独立栅元方法,并实现了相应的程序功能;最后,通过计算小型堆、大亚湾组件以及研究堆等一系列基准题和算例,比较了重复结构展开前后的反应堆有效增殖因子keff以及几何模型。结果表明:算例的计算结果的误差在36~187 pcm之间,重复结构展开前后计算结果吻合良好,几何模型结果也吻合良好,因此,证明了本文提出的重复结构展开方法具有较高的准确性和可靠性。

中子活化程序ABURN在核装置停堆剂量率计算中的应用研究

在核装置中,活化区产生的大量中子导致装置内的材料活化严重,停堆后装置周围的放射性水平依然较强,为装置的维修维护带来了困难。分析核装置中放射性核素的活度、衰变热、光子剂量等参数是屏蔽计算中不可或缺的工作,同时精确的活化计算和停堆后的光子剂量计算,对于核装置检修和人员辐射安全也有非常重要的意义。ABURN程序是由华北电力大学核设施源项研究组自主研发的中子活化计算程序,可以进行活化计算、衰变计算、不确定性和敏感性分析、核素径迹追踪和贡献统计,可以输出多种工况下的核素原子数量、质量、活度、衰变热、γ谱等关键参数。本文基于国际上主流的停堆剂量率计算方法——严格两步法(R2S),实现了自主化活化程序ABURN和蒙卡程序MCNP的耦合,开发了中子输运计算、材料活化计算和光子输运计算的自动耦合接口程序,进而得到核装置周围的停堆剂量率分布。本文利用ITER-T426实验装置模型进行基准验证,将ABURN程序计算结果与FISPACT程序计算结果以及实验测量结果进行了对此,结果一致性较好,表明了ABURN程序在核装置停堆剂量率计算中的可用性。

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^(58)Co与^(60)Co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^(58)Co与^(60)Co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。