基于严格两步法的停堆剂量率计算程序的基准分析

基于蒙卡程序cosRMC的网格计数功能,开发了以严格两步法为核心的停堆剂量率计算程序,通过耦合粒子输运计算和活化分析计算,精确求解停堆剂量场。其中,采用ALARA程序开展活化分析计算,将程序应用于ITER诊断窗口计算基准题上,开展了充分的计算分析,并与其他严格两步法程序计算得到的停堆剂量率结果有较好的一致性。另外,由于聚变装置几何十分复杂,结构网格难以准确描述几何结构,往往一个网格包含多个栅元,此时网格的通量平均对停堆剂量率的精度会带来不好的影响,而非结构网格具有良好的几何适应性,因此,基于非结构网格对停堆剂量率程序作了进一步开发,并在基准题上开展计算分析,验证了程序基于非结构网格计算停堆剂量率的可靠性。

基于CAD的内耦合严格两步法停堆剂量率计算方法研究

核装置尤其是聚变装置中结构材料的辐照活化问题,对核装置的辐射安全具有重要影响。停堆剂量率是材料辐照活化计算中的重要参数,也是聚变堆设计的重要参考依据。本文基于超级蒙卡核模拟软件系统SuperMC的中子/光子输运计算功能和中子活化计算功能,开展了严格两步法停堆剂量率计算方法研究。与传统的输运-活化程序外耦合方法相比,本文发展了一种基于CAD的内耦合严格两步法停堆剂量率计算方法,直接基于CAD模型进行网格材料映射,并支持扇形圆柱源抽样,在提高易用性和灵活性的同时,消除了传统方法在圆柱坐标系活化区计算的不足和处理复杂几何时的局限性。最后利用国际热核聚变实验堆ITER发布的停堆剂量率计算基准例题进行了校核计算,计算结果表明了该方法的正确性和可靠性。

核聚变装置停机剂量率分析计算的严格两步(R2S)法

在三维蒙特卡罗粒子输运程序MCNP的基础上,发展了一种用于几何结构复杂的核聚变装置如托卡马克装置停机剂量率的精确计算方法——严格两步法(R2S)。首先对R2S方法进行描述,然后在ITER停机剂量率实验T426的基础上进行校核计算,并与“直接一步法”(D1S)进行了比较分析,结果显示,R2S方法与实验吻合得非常好,最大误差大约为15％,而且,相对于D1S方法(最大误差为25％)而言更准确。

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。

核聚变实验装置HT-7U停机辐射剂量率三维计算与分析

在基于三维蒙特卡罗方法的聚变装置停机剂量率计算方法“严格两步法”(R2S)的基础上,首先建立了核聚变托卡马克实验装置HT-7U三维精确模型,然后对HT-7U各种D-D放电模式下的停机剂量率进行了详细的三维计算与分析,从而为装置实验方案及实验维修人员的安全操作规程的制定提供了理论基础,也对装置的辐射防护问题具有参考价值。

压水堆核电厂活化与停堆辐射剂量率三维计算分析

将基于三维蒙特卡罗方法的"严格两步法"(R2S)首次应用到压水堆设计分析中,初步验证了活化程序FISPACT-2007在压水堆中的应用可行性。建立了一小型压水堆三维模型,采用R2S方法对其运行40年停堆后的残余放射性活度与剂量率分布进行了计算分析。结果表明,R2S方法可用于压水堆核电厂部件活化分析与退役策略的制定。

基于MCNP5和ORIGEN2.1程序的停堆剂量程序开发与初步验证

为了准确分析核设施停机后周围空间的三维辐射剂量场分布情况,基于严格两步法(rigorous two step method,R2S)停堆剂量计算的方法,开发了基于蒙特卡罗输运计算程序MCNP5和燃耗计算程序ORGEN2.1耦合的三维停堆剂量计算程序MOCA,实现了中子输运计算、材料活化计算和光子剂量计算的自动耦合,并通过中子辐照例题与SuperMC程序进行对比验证,结果表明MOCA的计算结果与SuperMC计算的结果吻合较好,可以为核设施的运维检修以及退役的剂量率空间分布提供参考数据。

核反应堆结构材料网格精细活化分析研究

核反应堆结构材料活化分析是核反应堆辐射安全分析的重要内容。传统栅元活化分析方法由于无法描述结构材料内部的非均匀空间活化效应,导致活化源项、活化剂量与真实结果存在较大偏差,有必要开展核反应堆结构材料精细活化分析研究。因此,本文发展了基于网格活化分析的核反应堆结构材料精细活化分析方法,基于蒙特卡罗核粒子输运程序系统(Monte Carlo N-Particle Transport Code System,MCNP)和活化计算程序FISPACT建立了“中子输运-材料活化-活化剂量”耦合的反应堆结构材料精细化活化计算分析程序(MCNP and FISPACT coupled Mesh-based Activation code,MCFisMA),实现了结构材料活化源项精细计算及衰变γ辐射场的精确评价。基于国际热核聚变实验堆计划(International Thermonuclear Experimental Reactor,ITER)发布的停堆剂量基准题,对MCFisMA程序进行了基准验证,证明了本文方法和MCFisMA程序的正确性与可靠性;此外,基于NUREG/CR-6115压水堆开展了结构材料精细活化分析应用研究。本方法对于提升核反应堆结构材料活化源项及衰变γ剂量场的计算精度具有理论研究意义,为反应堆屏蔽设计、检修换料方案、退役策略提供理论与数据支撑。

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。