摘要：乏燃料干法贮存容器的屏蔽设计是关系到乏燃料干法贮存设施辐射安全的重要影响因素。以我国自主研发的乏燃料干法贮存容器为对象,重点围绕屏蔽性能目标的合理确定、屏蔽计算方法、计算假设的选择以及计算结果的分析等多方面展开研究。计算分析表明,自主研发的的乏燃料干法贮存容器的屏蔽性能良好,满足辐射安全要求。

摘要：基于中国散裂中子源靶站中子通道设计,采用二维离散纵标程序DORT对中子导出通道各种设计方案的屏蔽效果进行计算分析。计算得出二维剂量场分布及通道中心处剂量当量率轴向分布,并得到较优化的屏蔽方案及模型,确保谱仪大厅内工作人员接受的剂量低于规定的标准。结果表明,未安装谱仪的中子通道屏蔽模型中心含有SS316合金钢时的屏蔽效果较好,剂量在辐射防护标准以下,符合设计要求。中子孔道开闭装置屏蔽模型中前端加入钨板屏蔽效果较好,并随钨板长度的增加,屏蔽效果提高。

摘要：智能辐射屏蔽优化设计软件平台是基于遗传算法程序和一维离散纵标程序ANISN而开发的一维多目标屏蔽优化程序。使用该程序对乏燃料运输容器进行辐射屏蔽优化设计,构建了乏燃料运输容器多目标优化辐射屏蔽设计的计算模型,对乏燃料运输容器重量和外部剂量率进行了优化计算,并使用蒙特卡罗程序MCNP/4C进行校核计算。优化后乏燃料运输容器重量为原来的81.1%,剂量率下降到原来的65.4%以下。该程序计算结果与MCNP/4C校核计算结果最大偏差小于5%。计算结果证明了优化设计方案的可行性并验证了该程序计算的正确性。

摘要：中广核工程有限公司与西安交通大学在NECP-Atlas程序的基础上联合开发了MATXS格式多群截面加工平台(CXROS),用于处理ENDF-6格式的评价核截面数据。研制过程通过需求分析、理论算法说明、程序设计和编码、测试与验证等流程的控制保证了研制过程的高可靠性。基于新研制的多群核截面数据加工平台,采用ENDF/B-Ⅶ.1评价核截面数据库,开发了适用于压水堆核电厂和干法贮存容器临界计算的361群中子的MATXS格式多群截面数据库CMGC1.0,并使用DRAGON4程序以及WLUP临界基准题对其进行基准验证。验证结果表明,CMGC1.0数据库的临界基准平均偏差为0.93%,最大偏差为3.68%,可满足压水堆乏燃料组件干法贮存容器临界设计的工程应用需求。本工作可以为核截面加工平台和截面数据库的加工与验证提供借鉴。

摘要：由于复杂核装置的屏蔽设计目标的多样化,同时屏蔽设计过程的不确定因素众多,因此有必要开发一种智能屏蔽优化设计的方法,实现屏蔽方案选择的自动化,减少人因等不确定因素的影响。本工作结合遗传算法与离散纵标方法,同时考虑造价、体积、重量等的最小化,开发了遗传算法多目标屏蔽优化程序,实现了经济可行的辐射屏蔽设计方案的自动化获取。该工作对优化屏蔽设计方案的获取有一定的现实意义。

摘要：为准确计算反应堆内燃耗问题,建立了基于二维离散纵标法及BATEMAN燃耗方法的输运燃耗耦合计算方法,并开发相应的计算程序。基于ENDF/B-Ⅶ评价库开发了175群中子和42群光子截面数据库MUSE-F1.0,采用OECD/NEA发布的MOX燃料快堆基准题对耦合计算方法及程序系统进行验证计算。结果表明,耦合计算程序结果与基准题吻合良好,误差在8%以内,初步验证了耦合计算程序在快堆嬗变工程应用中的可行性。

摘要：中子屏蔽精细化设计是三代堆型核电厂区别于二代堆的主要辐射防护设计特征之一,其设计优劣直接影响了辐射场内设备寿命及功率运行期间可能进入的工作人员的辐射安全。为了精确、快速、有效解决大尺度复杂厂房中子屏蔽计算难题,提出了将MC-MC耦合计算应用于解决核电厂大型复杂计算模型的中子屏蔽设计方法。通过与欧洲第三代压水堆技术方案(CEPR)设计结果对比表明,计算结果偏差小于15%,满足工程屏蔽设计误差要求,证明该方法的正确性与可行性。该方法已应用于国内某三代堆型核电厂反应堆厂房中子屏蔽设计。

摘要：在汽车变速器设计中可实施CAD/CAE技术来提高设计效率和质量。用三维CAD软件对零件进行造型设计、装配设计,进行干涉检查,生成爆炸图和相应的工程图。用CAE软件对主要受力件进行分析和优化设计,给出可视化的分析结果和优化方案。

摘要：中子学性能分析对国际热核实验堆(ITER)实验包层模块(TBM)的设计评估检验,及其子系统设计提供重要的数据依据。首先利用国际上通用的Monte Carlo粒子输运模拟程序MCNP/4C,数据库采用I-AEA发布的聚变评价核数据库FENDL/2,计算和分析了中国固态实验包层HCSB-TBM主要的中子学特性,包括产氚率和核热沉积。然后应用欧洲活化程序EASY-2007对中国HCSB-TBM经聚变中子辐照后的活化特性进行了计算分析,提供了活度和余热数据。结果表明当前模块设计从中子学角度满足工程要求。

摘要：堆芯中核燃料发生裂变时,伴随产生极强的中子及γ辐射,这些辐射在燃料组件中发生能量沉积,产生热应力、辐照损伤等诸多影响反应堆安全运行的因素。尤其对于新型含钆可燃毒物棒组件,国内对此方面的研究需要进一步开展。采用三维蒙特卡罗输运计算程序MCNP和基于ENDF/B的连续截面数据库,对压水堆18个月长、短周期装料方式的堆芯相关组件内热源的释热率分布进行详细计算,计算得出控制棒、阻力塞棒和新型含钆可燃毒物棒释热率精确计算值,并对不同版本数据库中部分关键核素截面对计算结果的影响进行比较分析,为核反应堆堆芯设计提供参考。