CRAM在放射性核素存量计算中的应用

在反应堆中,组成材料的稳定核素经受强中子辐照后,会被活化成放射性核素。这些核素及其衰变产物对工作人员的职业辐照剂量具有重要贡献。为了更好地进行人员的辐射防护工作,需要对放射性核素的存量进行精确计算。相对于核素平衡方程的其它求解方法,切比雪夫有理逼近方法(Chebyshev Rational Approximation Method,CRAM)在计算精度和效率方面具有综合性优势。首先介绍了CRAM的基本理论,随后选取典型的例题进行了测试验证。与解析解对比的结果表明,采用CRAM进行中子辐照下的核素活化衰变计算能够取得不错的效果,但是用于核素长期衰变计算可能导致计算错误。针对此问题,将收缩乘方技术与CRAM相结合,取得了正确的计算结果,拓展了CRAM的适用范围。

压水堆核电站110mAg形态及脱除方法分析

压水堆核电站堆芯控制棒、一回路系统使用的含银(Ag)材料是导致一回路冷却剂中出现110mAg放射性核素的主要原因。本文针对压水堆核电站一回路系统及放射性废液中110mAg超标的工程实例研究了110mAg形态及其脱除方法。结果表明:在核电站堆芯冷却剂的水化学环境从"碱性-还原"到"酸性-氧化",再到"碱性-还原"的循环过程中,110mAg形态会从原子态Ag^0变成离子态Ag^+,再变成Ag^0纳米胶体;过滤+离子交换工艺对110mAg胶体态放射性核素的去污因子相对较低,而过滤+离子交换+吸附工艺对110mAg胶体态放射性核素脱除较为有效。

一种铅-铋合金冷却快堆的高放废物积累量研究

目前商用压水堆积累了大量的长寿命高放废物,放射毒性强,衰变时间漫长,对环境和人类构成了长期威胁,作为6种第四代核能系统堆型中的一种,铅基冷却快堆在减少长寿命高放废物产生方面具有优势。基于此本文提出了一种热功率为300 MW的铅-铋合金冷却快堆设计。利用MCNP程序对反应堆堆芯进行建模并计算了堆芯在寿期初的主要物理参数,详细分析了燃耗过程中长寿命高放核素的积累量,并与一般压水堆长寿命高放核素的积累量进行了比较。结果表明,对主要关心的次锕系核素,铅-铋合金冷却快堆的产生量远小于压水堆的,而长寿命裂变产物的产生量与压水堆的相当。总体来说,铅-铋合金冷却快堆产生的长寿命高放废物总量小于压水堆的,可看出铅-铋合金冷却快堆在减少长寿命高放废物产生方面更具有竞争性。

高温气冷堆放射性总量计算程序研发与验证

堆芯放射性总量计算是核电站辐射防护设计、屏蔽计算和环境影响评价的基础。为进一步提高高温气冷堆堆芯放射性总量计算分析能力,自主研发了高温气冷堆堆芯源项计算程序NUIT,计算了HTR-10和HTR-PM堆芯内特定燃耗的燃料元件的放射性,并与KORIGEN程序的计算结果进行了对比。计算结果表明,NUIT程序可用于高温气冷堆堆芯放射性总量计算,并具有较好的计算精度和效率。