压力容器快中子注量有效降低的堆内屏蔽策略研究

压力容器是反应堆不可更换部件,有效降低压力容器所受快中子注量、降低压力容器材料辐照损伤,对确保压力容器全寿期的完整性具有重要意义。为此,本文通过构建典型的压水堆简化模型,采用基于遗传算法的屏蔽优化方法,对反应堆堆内设置不锈钢反射层、设置不锈钢热屏,以及二者的结合等三种堆内屏蔽策略的有效性进行了研究,并形成了相应的结论。最后,将研究的堆内屏蔽策略应用于“华龙一号”反应堆,通过高精度的蒙特卡罗方法分析表明压力容器快中子注量获得了显著的降低,验证了本文提出的堆内屏蔽策略对降低压力容器快中子注量的有效性。

基于MCNP的压力容器内部快中子注量计算

由于压水堆的燃料组件具有栅格稠密、几何形状复杂、对中子的吸收能力较强等特点,利用中子输运方程的任何近似解法所求得的结果都具有较大误差。因此,本文采用蒙特卡罗方法,利用MCNP软件建立精确的压水堆模型,对低泄漏换料方案压力容器中的快中子注量进行模拟计算,所得的40年和60年的压力容器内的表面中子注量均小于设计限值(5×10^(19)n/cm^(2))。由计算结果可知:若只考虑辐照脆化对压力容器的影响,采用低泄漏换料方案可以使压力容器的使用寿命延长到60年。

基于MCNP的压力容器快中子注量率计算参数敏感性分析

本文以NUREG/CR-6115PWR压力容器注量计算基准题中的标准堆芯装载模式为基础,使用MCNP程序及基于ENDF/B-Ⅵ库的连续能量截面库对其进行了压力容器快中子注量率（E〉1.0 MeV）的计算,并在此基础上对截面库、燃耗、裂变谱以及NONU卡等影响计算精度的因素进行了敏感性分析。结果表明,上述参数对基准模型快中子注量率的影响分别为4.12%、5.5%~7.6%、18%和6.7%左右。

高通量工程试验堆压力容器焊缝快中子注量计算

用MCNP4C程序分别计算了高通量工程试验堆(HFETR)首炉13#电离室和L12元件、第53-I炉13#电离室和7#电离室、第68-II炉12#电离室和1QS的快中子注量率并与实验测量值比较,计算结果是可靠的。通过选择不同类型的堆芯布置,计算了到2004年底HFETR压力容器焊缝所受的快中子注量。截止2004年底,HFETR压力容器焊缝内壁所受到的E≥1MeV、E≥0.1MeV的快中子最大点的注量分别为1.212×1017cm-2和2.514×1017cm-2,远小于设计值。

反应堆压力容器快中子注量计算模型简化方法研究

反应堆压力容器快中子注量计算是反应堆工程设计和国家核安全监管部门关注的一项重要内容,在计算中不可避免地采用一些模型简化方法,这些简化方法将对计算结果产生一定的影响。利用MC方法计算程序MCNP对反应堆压力容器快中子注量计算过程中的模型简化方法开展研究,评估这些简化方法的利弊,为压力容器快中子注量计算提供合理建议,保障计算的严谨性。

三维离散纵标方法在RPV快中子注量率计算中的初步应用

离散纵标(又称SN)方法是反应堆压力容器快中子注量率计算中最常用的方法之一。计算机的飞速发展和三维离散纵标方法的不断完善,使得三维离散纵标法应用于工程设计成为可能。本文以某压水堆为研究对象,采用基于三维全堆芯中子学程序SCIENCE的计算结果,使用三维离散纵标方法程序计算了压力容器内表面快中子注量率三维分布,并分别与采用传统的一维、二维方法合成三维方法及蒙特卡洛方法得到的计算结果进行了比较,从而对三维离散纵标法在压水堆RPV快中子注量率计算中的应用进行了初步验证。

基于蒙特卡罗-离散纵标双向耦合方法的快中子注量基准分析

蒙特卡罗(MC)-离散纵标(SN)双向耦合方法是解决大型复杂核装置屏蔽问题的有效方法。本文针对三维MC-SN双向耦合方法在大型压水堆核电站屏蔽计算中的应用,进行了基准验证分析。基于美国核管会(NRC)发布的NUREG/CR-6115压水堆基准模型,采用自主开发的三维MC-SN双向耦合屏蔽计算分析方法,利用MCNP4C精确计算堆芯到热屏蔽精细模型以及位于压力容器内部计算区域的精确模型,三维SN程序TORT用于进行热屏蔽到第2下降区外表面间的计算。通过自主研发的接口程序实现MC粒子概率分布与SN角通量密度间的相互转换,实现MC和SN双向耦合计算。三维MC-SN双向耦合方法计算结果与基准报告提供的MCNP、DORT结果符合良好,初步验证了该方法解决大型复杂核装置屏蔽问题的可行性。

测量反应堆快中子注量率的电流型宽禁带半导体探测器设计

为解决强流混合场快中子注量率实时测量的难题,本文基于反冲质子法,以耐辐照性能强、噪声低的半绝缘型(SI)GaN半导体材料为基础,采用带石墨平衡体及聚乙烯转换靶的并联结构,设计补偿式电流型探测器的方案,有效地降低了γ射线灵敏度。利用该探测器测量了西安脉冲堆1#径向孔道内混合场的快中子注量率,其结果与已有测量结果符合较好,验证了该方案的可行性。

石墨熔盐堆的快中子注量率展平研究

在石墨熔盐堆中,快中子辐照将导致石墨的性能逐渐下降,当快中子积分注量达到3×1022n/cm2时,需对石墨进行更换。本文针对450 MWth石墨熔盐堆单区与三区堆芯设计的快中子注量进行比较研究。结果表明,采用三区堆芯方案可有效展平堆芯快中子注量率,三区堆芯设计的最大快中子注量率为4.2×1013n/cm2·s,比单区堆芯低约33%,在75%负荷因子下,三区堆芯设计可满足30年满功率运行,而不需更换堆芯石墨。

海洋核动力平台压力容器快中子注量分析优化

反应堆压力容器的快中子注量计算在反应堆寿命评估中具有非常关键的作用。针对海洋核动力平台反应堆燃料管理相对简单、控制棒排布及计算较为复杂等特点,采用全蒙卡方法对压力容器快中子注量进行计算分析。对设计中压力容器最大快中子注量的主要影响因素,如热屏、反射层厚度和吊篮等进行了分析评估。在此基础上确定了设计优化方案,并对压力容器40年寿期快中子注量分布进行了详细计算。

基于三维MC-SN耦合方法的PWR压力容器快中子注量计算基准分析

蒙特卡罗(MC)-离散纵标(SN)耦合方法是解决同时具有复杂几何和深穿透特点的核装置屏蔽问题的有效方法。本文首次将三维MC-SN耦合方法应用于压水堆屏蔽计算。针对NUREG/CR-6115压水堆基准模型,选取热屏蔽内表面为公共交界面,将其分为几何复杂的MC模拟区和具有深穿透特点的SN模拟区。三维MC程序用于精确描述堆芯到热屏蔽精细模型,并记录穿过热屏蔽内表面的中子径迹信息。接口程序将中子径迹转换为SN计算所需的边界源,提供给三维SN程序进行热屏蔽到压力容器的计算。计算结果包括压力容器内表面、1/4壁厚处及焊缝处快中子注量(E>1.0 MeV)圆周方向分布。三维耦合方法计算结果与基准报告提供的MCNP、DORT结果符合良好,验证了该方法处理圆柱坐标系屏蔽问题的有效性和程序使用的正确性。

CAP1400反应堆压力容器快中子注量独立审核计算

压力容器的使用期限:直接决定了反应堆的寿命,而快中子注量是影响其使用期限的重要参数之一,是核安全审评中关注的一项重要内容。作为核安全监管部门,对大型先进压水堆CAP1400的压力容器快中子注量进行审核计算,能够促进审评的独立性、科学性和有效性,为CAP1400的安全审评提供良好技术支持。本文利用蒙特卡罗方法分析程序对CAP1400反应堆压力容器快中子注量进行独立审核计算,并将计算结果与反应堆设计方利用离散纵标法所得结果进行对比。结果表明,CAP1400反应堆压力容器快中子注量审核计算结果与设计值的相对偏差在10%以内,并且快中子注量值满足标准审评大纲的相关要求。

导向管快中子注量计算方法研究

为进行燃料组件的辐照性能分析,需要提供导向管或燃料栅元快中子注量。本文针对目前SCIENCE软件堆芯计算结果中不能给出组件内pin-by-pin的中子注量问题进行分析研究,首先通过蒙卡程序计算分析寿期末燃料栅元燃耗深度与寿期末快中子注量之间的关系,以及寿期末导向管栅元快中子注量与周围燃料栅元快中子注量之间的关系。然后根据这两个关系,通过SCIENCE结果中寿期末燃料栅元燃耗深度分布即可得到导向管栅元快中子注量分布。

反应堆压力容器快中子注量计算方法研究

依据美国核管会有关压力容器中子注量确定方法的管理导则,在二维SN程序DORT的基础上,通过自行开发X-Y与R-θ坐标系间的中子源转换程序,建立起了一套基于综合法的压力容器三维快中子注量计算方法。NUREG/CR-6453和NUREG/CR-6115基准问题检验结果表明,本文所建立的方法能够提供满足工程精度要求的压力容器注量空间和能谱分布。

辐照监督管中Ni测量快中子注量率低泄漏修正研究

核电站反应堆运行一段时间后改为低泄漏装载,这种将深燃耗元件布置在最外区与最初最外层布置新元件两种装载对辐照监督管的中子注量率影响很大,在辐照监督管中子注量测量中必须对其进行修正,这种低泄漏修正因子一般采用理论计算给出。本文提出利用辐照监督管中的Ni活化生成物58Co半衰期短的特点,测量得到低泄漏修正因子。结果表明:试验测量的修正因子与计算值符合很好,辐照监督管中直接采用Ni探测器测量低泄漏修正的方法是可行的。

IHNI-1中子束快中子注量率测量

为检验和确定用于硼中子俘获治疗(BNCT)的医院中子照射器(IHNI-1)的快中子污染源项,设计了用于快中子注量率测量的包硼^(235)U裂变电离室。利用MCNP程序对电离室的注量响应进行优化设计,计算包裹不同厚度硼壳时电离室的注量响应曲线,最终选择35mm厚B4C壳作为低能中子屏蔽层。利用该电离室测量IHNI-1热中子和超热中子束的快中子注量率,并与模拟计算值比较。结果显示,实测的中子束比模拟计算结果具有更多的快中子成分,低于国际原子能机构(IAEA)推荐的目标值。

蒙特卡罗共轭输运法计算反应堆压力容器快中子注量率

为了保证压力容器(RPV)在核电厂寿期内的安全,通过理论方法准确评估其受到的快中子积分注量率非常重要。本文提出了一种应用共轭输运理论解决深穿透问题的计算方法,并将该方法的计算结果与基准题HBR-2给出的实测值及确定论方法的结果进行了比较。结果表明:本文计算结果与基准题给出的实测数据吻合良好,大多反应率计算相对误差小于10%,最大相对误差不超过35%;70%以上的计算结果准确性优于确定论方法,表明本文提出的解决蒙特卡罗深穿透问题的方法是有效且准确的。

反应堆压力容器快中子注量计算基准验证

反应堆压力容器快中子注量计算是反应堆屏蔽设计及核安全审评中的一项重要内容,利用MC法开展该项计算通常采用目前较为公认的建模及计算方法.选取 H.B.ROBINSON-2国际基准题,通过基准验证,证明反应堆压力容器快中子注量的建模及计算方法合理.在此基础上,针对计算过程中的几何简化方法进行敏感性分析,结果表明,对外围组件进行pin-by-pin模拟是必要的.

三维离散纵标-蒙特卡罗耦合方法在快中子注量率计算中的应用

采用三维离散纵标-蒙特卡罗耦合方法(SN-MC耦合方法)对压水堆压力容器的快中子注量率进行计算分析,并与离散纵标方法(SN方法)、蒙特卡罗方法(MC方法)的计算结果以及测量值进行比较。结果表明,SN-MC耦合方法的计算结果和测量值相比偏差在20%以内,满足美国核管会(NRC)法规导则RG1.19对快中子注量率计算方法偏差的要求;当SN-MC耦合方法和MC方法达到相同计数误差水平时,其计算速度比MC方法快2~10倍。

反应堆压力容器快中子注量计算不确定性分析

反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)快中子注量的精确计算,可以有效地评估寿期内压力容器材料辐照损伤程度并为延寿技术提供数据支持。离散纵标法在解决深穿透屏蔽问题上的优势,使其成为计算RPV快中子注量率的主要方法之一。反应堆几何材料、截面数据、中子源强、输运求解等参数的不确定性,显著影响快中子注量率模拟结果的可信度。以典型压水堆模型为测试例题,分析了RPV快中子注量率计算流程中引入不确定性的主要来源,重点研究了中子源强处理方法、各向异性散射截面展开和输运方程空间离散格式三个方面对RPV快中子注量率计算的影响。对不确定性因素特别是计算不确定性进行深入的细化分析,有助于我们正确认识目前计算方法的薄弱环节,指明相关的计算模型和数值离散的改进方向,并提高计算结果的确定性。