基于输运计算方法的压水堆冷却剂^(16)N和^(17)N活化源项计算研究

采用二维离散纵标输运程序DORT及ENDF/BVI库计算压水堆压力容器内中子注量率分布,用自行研制的活化源项计算程序计算冷却剂16N和17N源项,并验证堆芯径向与轴向功率分布对计算结果的影响。对核电厂例题的敏感性计算对比分析结果表明,采用低泄漏或高泄漏堆芯装载方式的压水堆冷却剂16N和17N活化源项结果偏差很小。

压水堆核电厂放射性活化源项计算

研究反应堆相关结构材料活化源项,对核电厂设计、运行及退役都有十分积极的意义和价值。本文利用离散纵标程序DORT计算反应堆堆腔内的中子注量率空间分布情况,通过数值解析的方法计算反应堆堆腔内主要结构材料中活化产物的活度浓度,进而计算活化源强(即γ射线源强,表征γ射线发射率与γ射线能量的关系),分析并建立一套空间分布活化源项研究体系,并与基于点燃耗模型的ORIGEN程序计算结果进行比较。计算结果表明,在活化源强计算中,基于离散纵标法的活化源强计算方法,在堆内构件等中子注量率变化明显之处拥有显著的精度,而ORIGEN程序则比较适合于厂房空间及主设备等中子注量率变化不明显之处。

用于乏燃料组件上下端部活化源项分析的截面库研究

基于乏燃料组件上下端部活化源项精细化分析的需求,自制精细化问题相关截面库,并通过对比分析,研究不同截面库应用特点:活性区截面库和热中子截面库应用于活化源项计算时均存在较大的计算误差;组合截面库对共振群和快群截面的处理偏保守,当程序应用于上下端头活化源项计算时,分析结果偏保守;基于问题相关中子能谱自制的反应截面更加接近真实情况,基于此的计算结果也最接近真实情况。

离散纵标输运计算方法在压水堆核电厂^(41)Ar活化源项分析中的应用

压水堆核电厂功率运行期间,反应堆压力容器外的环形空腔空气中所含的40 Ar被中子活化,形成具有放射性的41 Ar。文章采用二维离散纵标输运计算程序DORT分析了反应堆堆腔区域的中子注量率分布情况,采用NJOY评价核数据处理程序,根据DORT分析得到的通量作为权重通量,利用基础评价核数据库ENDF/B-Ⅶ.0制作40 Ar中子俘获反应的微观截面,在此基础上,分析了百万千瓦级压水堆核电厂每台机组反应堆堆腔空气中40 Ar中子活化生成41 Ar的生成率以及电厂41 Ar的环境排放源项。文章给出的41 Ar源项分析方法可作为压水堆核电厂设计中确定41 Ar源项的最佳估算值的参考。

核电厂反应堆构件的退役活化源项计算

介绍一种核电厂反应堆构件退役活化源项的计算方法和计算结果及其初步验证。在对ORIGEN2程序的一群核反应截面进行修改后,采用蒙特卡罗程序（MCNP）和ORIGEN2程序相结合方法计算反应堆构件的退役活化源项。计算结果表明：退役反应堆构件的活化源项包括6~7种主要核素,随着构件材料成分和与堆芯距离的不同,主要活化源项的核素种类和数量发生显著变化;计算辐照监督管活化样品比活度并与测量数据进行对比,结果显示修正截面后的计算值与测量值符合得很好（相对偏差在20%以内）,而未修正截面的计算值与测量值符合得较差,从而验证了本文所述方法的适用性。

pH值对反应堆活化腐蚀产物源项影响研究

活化腐蚀产物是压水堆一回路重要的放射性源项,对于反应堆的屏蔽设计、人员防护和事故安全有重要影响。pH值作为压水堆冷却剂的关键参数,在材料腐蚀和腐蚀产物溶解、沉淀过程中扮演着重要角色。通过协调冷却剂中硼-锂浓度来调节pH值,可控制压水堆冷却剂中腐蚀产物溶解度和材料腐蚀速率等参数,从而达到控制活化腐蚀产物源项的目的。为从模拟的角度系统研究pH值对放射性源项的影响,本文计算了不同pH值条件下的腐蚀产物溶解度以及材料腐蚀速率,并将其代入自主研发的活化腐蚀产物源项分析程序CATE中,计算不同pH值条件下压水堆一回路各区域的放射性活度。结果表明:pH=5.6~7.4范围内,随着pH值的增大,腐蚀产物溶解度和材料腐蚀速率均持续减小;将pH值控制在7.2~7.4,对减少反应堆一回路活化腐蚀产物、降低堆内放射性活度的效果最佳。