压力容器环形空腔上部材料屏蔽计算分析

用离散纵座标SN法与反照蒙特卡罗AMC法相耦合,对秦山600MW核电厂反应堆压力容器环形空腔上部密封环区、褐铁矿混凝土及电离室入口轻质保护材料的中子和γ射线注量率、剂量率和释热率进行计算分析。计算结果表明,对于停堆后人员可能进入的部位,增加轻质保护材料能有效降低中子辐射;采用SN-AMC计算技术能较好地完成反应堆的大尺寸空腔和复杂孔道屏蔽设计计算。