华龙一号反应堆本体屏蔽设计

华龙一号(HPR1000)在设计过程中,为了满足通风和安全要求,在反应堆周围增设了贯穿件,另外,为了辐射防护优化的需求,相对于二代核电厂对部分位置辐射分区进行了更为严栺的调整。为应对上述改进,HPR1000反应堆本体屏蔽设计引入了先进屏蔽计算方法,开展了堆腔漏束和深穿透屏蔽计算分析,提出了先进屏蔽结构设计方案。通过采取针对性的屏蔽设计,HPR1000反应堆本体屏蔽各项指标均达到了工程设计要求,能够保护工作人员的安全健康和仪器设备的正常工作。     

MOX堆芯中子注量计算方法研究

快中子注量是影响压力容器材料性能的重要指标。在堆芯装有钚铀氧化物混合燃料(MOX燃料),堆芯物理特性发生明显变化时,现有的屏蔽计算软件能否准确预测压力容器所受的快中子注量率值得研究。本研究分别使用MCNP、TORT、SCALE等国际通用的屏蔽计算程序对VENUS-2基准题进行分析比较。研究表明,各软件对含MOX燃料堆芯的中子注量率计算偏差均在合理的范围内,能满足工程设计的需求,MCNP程序的计算精度相对更高。     

三维离散纵标方法在反应堆精细屏蔽计算中的应用研究

随着计算能力的发展,三维离散纵标方法(SN)已逐渐为反应堆辐射屏蔽计算的主流方法之一。本文就三维SN方法应用于反应堆的精细化屏蔽建模与分析的关键问题进行了研究,主要包括精细化几何建模、堆芯固定源模型的创建和数据库截面参数敏感性分析等内容。在此基础上,本文以典型的压水反应堆为对象,构建了精细的三维SN计算分析模型,以压力容器快中子注量率为算例,完整实现了反应堆的精细化三维SN建模与分析,并将三维SN结果和蒙特卡罗方法的计算结果进行了比较分析。对比结果表明,精细化三维SN方法具有较高的计算精度,验证了三维SN方法在反应堆精细屏蔽计算问题中的有效性和正确性。     

辐照监督管中子注量率精细化模型计算方法研究

针对采用传统简化模型计算反应堆辐照监督管快中子注量率出现的计算结果与实测值误差较大问题,对计算模型进行改进,建立堆芯燃料组件内部结构的精细化计算模型,并将传统简化模型、改进的精细化模型的计算结果与实测值进行比较.结果表明,辐照监督管改进的精细化计算模型的计算结果相对于实测值的误差大幅降低.     

衰变对严重事故条件下裂变产物释放及场外剂量评价影响分析

介绍了某三代核电厂严重事故释放类别，选取会造成大量放射性释放的释放类别和对应的典型严重事故序列，采用MAAP程序计算分析裂变产物向环境释放特性。在此基础上，选取对人员剂量贡献最大的几种核素，计算考虑衰变和不考虑衰变2种情况下，各核素向环境累积释放活度及场址边界500?m处的全身剂量和甲状腺剂量的大小，并分析了衰变对累积释放活度和剂量评价的影响。结果表明:衰变对裂变产物向环境累积释放活度的影响与核素半衰期及事故后开始向环境释放时间有关；半衰期越短，裂变产物开始向环境释放时间越晚，衰变的影响越明显；从场外剂量分析，衰变对全身剂量的影响较甲状腺剂量的影响更明显。      

调硼稀释对AP1000型压水堆一回路裂变产物源项影响研究

为了研究调硼稀释对压水反应堆一回路裂变产物源项的影响,利用一回路源项程序计算了平衡循环正常调硼,前段不调硼,整个过程不调硼三种条件下一回路裂变产物源项。结果表明,调硼稀释对平衡循环前期一回路源项影响不大,而对平衡循环后期一回路源项有较大影响,且不同类型核素受调硼稀释的作用大小也不同。最后为了判断调硼稀释对一回路各核素去除的相对作用,利用了图像法和比值法,结果表明两种方法均能较好表征调硼稀释对各核素的相对作用大小。     

反应堆二次中子源参数计算方法

基于详细的燃耗计算和粒子输运计算,获得二次中子源的源强、能谱和空间分布等关键参数的数值模拟方法。以某商用反应堆的换料实践为例,首先,通过对二次中子源的辐照和衰变过程的模拟,计算出换料时二次中子源棒内~(124)Sb的含量;然后,使用MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)程序及相应的连续能量核反应截面数据,对核反应堆换料结束时的二次中子源实施中子-光子耦合输运模拟,获得相应的二次中子源参数;最后,根据所得中子源参数对某反应堆的堆外探测器响应进行计算,得到了与实测值吻合较好的理论值,验证了该方法的可行性。     

华龙一号SGTR事故源项分析研究

本文根据华龙一号蒸汽发生器传热管破裂(Steam Generator Tube Rupture,简称SGTR)事故的特点,研究了适用于此的事故源项分析方法,分析了蒸汽发生器汽水释放模式对事故放射性源项的影响,明确了蒸汽发生器满溢对事故源项尤其是碘放射性源项的影响较大。同时进行了事故放射性后果分析。结果表明,新的源项分析方法既符合源项分析的保守性要求,又满足国标对事故放射性后果的限制准则。     

船用核动力装置辐射安全技术研究

辐射安全技术是船用核动力装置辐射安全水平的根本保障，目前形势下我国船用核动力装置的辐射安全水平亟待提高。对辐射安全技术中处于核心地位的放射性源项分析技术和辐射屏蔽设计技术开展了国内外研究现状和趋势的调研分析，并从发展需求角度，归纳了两者的总体发展目标，梳理了各自的重难点技术，最后绘制了放射性源项分析技术和辐射屏蔽设计技术的技术发展路线图，为我国船用核动力辐射安全技术发展提供了方向和支撑。      

压水堆二次中子源源强计算研究

根据压水堆中二次中子源的产生机理建立了二次中子源源强计算方法。采用MCNP程序模拟计算了二次中子源组件中的核反应率(与产生中子相关)和中子注量率,得到了123Sb的平均辐射俘获截面和放射性活度到二次源源强的转换因子,相关参数可用于快速计算二次中子源源强。