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高通量工程试验堆压力容器焊缝快中子注量计算 总被引:2,自引:1,他引:1
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. 相似文献
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基于MCNP的压力容器快中子注量率计算参数敏感性分析 总被引:1,自引:0,他引:1
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>1.0MeV)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。 相似文献
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1概述2001年3月15日至4月1日由国际电离辐射咨询委员会第三分部组织的关于快中子注量关键比对在德国PTB进行,由于我国计量院没有关于中子注量测量的标准设备,所以从1993年国际电离辐射咨询委员会(CCRI)第三分部(SectionⅢ)的第十次会议后,中国原子能科学研究院(CIAE)被接纳为其观察员,此次即由中国原子能科学研究院计量站作为中国的代表单位参加了比对。本次比对是国际电离辐射咨询委员会第三分部主席Dr.H.Klein在1999年国际电离咨询委员会(SectionⅢ)第十三次会议上提出的,得到了各成员国与会代表… 相似文献
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2001年3月15日至4月1日,由国际电离辐射咨询委员会第三分部组织的关于快中子注量关键比对在德国PTB进行。中国原子能科学研究院计量站作为中国的代表单位参加了比对。本次比对是国际电离辐射咨询委员会第三分部主席Dr.H.Klein在1999年国际电离咨询委员会第十三次会议上提出的,得到了各成员国与会代表的支持。本次比对的实验场地、加速器和监测设备等由德国PTB提供,各国参加比对的实验室自己携带中子注量测量初级或次级标准装置,集中时间同时进行。参加此次比对的实验室共未自7个国家的计量机构,包括德国PTB(德国物理技术研究院)、英国NPL(国家物理实验室)、美国NIST(国家标准技术 相似文献
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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。 相似文献
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高通量工程试验堆压力容器侧壁中子注量率计算 总被引:1,自引:1,他引:0
采用ANISN程序计算了高通量工程试验反应堆压力容器侧壁的中子注量率值,提出了一个简单而有效的延长压力容器寿命的方法,填加不锈钢屏蔽材料,结果表明:采用不锈钢后,HFETR压力容器的使用寿期可延长1.5倍。 相似文献
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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。 相似文献
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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。 相似文献
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《核动力工程》2016,(6):98-103
应用MCNP程序对堆芯建模,计算得出辐照孔道内距堆心底部高25 cm处的中子能谱,结合多箔活化法测量结果,通过SANDII程序解谱得出该位置的快中子注量率;通过相对快中子注量率测量,获得孔道内轴向快中子注量率分布,从而确定辐照时长和辐照方案,使样品辐照达到快中子(E≥1 Me V)注量~6×1019cm-2的技术指标。为完成辐照样品解体,应用ORIGEN2程序计算,获得待解体样品源项;使用MCNP程序对解体时的操作环境进行建模,计算得出不同屏蔽层厚度的γ剂量率数据;与实测结果进行对比,计算结果与实测结果符合较好,证明屏蔽设计有效。本次辐照考验完全满足技术指标。。 相似文献
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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S N 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。 相似文献
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本文研究了探测器经注量<10^15n/cm^2的快中子辐照后,在重新加偏压过程中它们的反向电流猛增而使性能变坏的原因,然后采用慢加偏压的方式恢复了探测器的性能,延长了使用寿命。 相似文献
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