摘要：本研究旨在探讨通过蒙特卡罗(MC)方法计算多次碰撞源分布,以减轻离散纵标(SN)方法中的射线效应,尤其是在处理包含局部源、低密度或真空区域的模型时。采用MC方法计算多次碰撞源分布,并利用Kobayashi基准题对多次碰撞源和首次碰撞源的射线效应减弱方法进行了初步验证和分析。通过混合并行技术(消息传递接口MPI+开放式多处理器OpenMP)提高计算效率,减少负载不平衡问题。研究表明,MC多次碰撞源方法在抑制SN方法中局部源问题的射线效应方面表现优异,能够显著减少计算中的非物理震荡,提高计算精度。当碰撞次数达到3次以上时,计算偏差降低至10%以下。此外,采用混合并行技术后,120个线程的并行计算效率达到80%以上。尽管在计算时间上略有不足,该方法在处理复杂几何和物理条件下展现了较大的潜力,是一种有前景的射线效应减弱方法。

摘要：本文基于第3代非支配排序遗传算法(NSGA-Ⅲ)开展了多目标屏蔽智能优化方法研究。以乏燃料运输船舶为对象,采用多目标智能优化程序建立一维离散纵标计算模型,针对舱盖上方区域屏蔽结构(混凝土和聚乙烯厚度)进行优化设计,最终得到1组优化的屏蔽方案。基于优化后的屏蔽方案,建立真实的三维蒙特卡罗计算模型,和基于混凝土、聚乙烯或含硼硅树脂的方案进行对比,评估优化方案的屏蔽效果。评价指标包括屏蔽厚度、重量、总剂量率和价格等。结果显示,基于所开发的多目标屏蔽智能优化方法优化得到的方案各有特点,包含了多个优选的方案,为设计者提供了更丰富的选择。

摘要：秦山三期CANDU-6型重水堆中,为了生产工业和医用60 Co源,采用钴调节棒替换不锈钢调节棒。钴棒由于受到中子及γ射线照射产生热量,此外,59 Co被活化变成60 Co,而60 Co衰变放出的射线被调节棒自身吸收也会产生热量。因此,有必要研究钴调节棒的发热变化,为进一步分析钴调节棒的温度场及慢化剂的热负荷提供设计输入。本工作采用MCNP程序模拟秦山三期CANDU-6型重水堆的全堆芯(包括燃料、控制棒、调节棒、冷却剂和慢化剂等)几何结构,研究不锈钢调节棒和钴调节棒的发热率。将基于上述钴调节棒计算结果的最大发热率提供给热工进行稳态和事故分析,确保反应堆热工安全性。

摘要：增强燃料对裂变产物的滞留能力有利于实现从源头控制放射性源项释放,提升电厂经济性和安全性。基于当前国际上事故容错燃料(ATF)研究进展,总结了ATF芯块设计在裂变产物源项控制方面的性能表现,如导热性能提升、晶粒尺寸增大以及芯块结构设计等;同时探讨了主要的ATF包壳候选材料在正常运行和事故工况下的完整性和阻氚渗透性能。研究结果表明,ATF芯块设计能够有效降低裂变产物的释放,而ATF包壳材料在完整性和阻氚渗透性能方面需要进一步综合论证及优化。此外,本文从辐射防护角度提出了相关合理化建议,可以为ATF的研发提供参考。

摘要：对于深穿透类型的屏蔽问题,在合理的时间内计算得到可信的结果对于蒙特卡罗(MC)方法是一个巨大的挑战。基于离散纵标(S_N)方法的局部和全局减方差方法能有效降低MC计算深穿透问题的计数误差。本文基于HBR-2基准题比较了全局减方差方法和局部减方差方法的计算效率。结果表明,对于HBR-2基准题,局部和全局减方差方法均取得了较好的结果。全局减方差方法1次计算即可同时优化辐照监督管和堆外探测器的计数,因此实际应用更加方便和高效。

摘要：研究核电厂中氚在堆芯和主冷却剂中的产生方式,以及进入环境的途径、形态和排放量,是核电厂辐射环境影响评价非常重要的内容之一。本文通过分析压水堆核电厂中的主冷却剂系统、辅助系统、三废系统和厂房通风系统的运行模式,结合国际上的运行经验参数,研究主冷却剂中的氚排放进入环境大气的途径和形态。研究结果表明:理论计算分析结果与电厂运行经验数据相吻合,氚主要通过燃料棒中的三元裂变,可燃毒物棒中硼的活化以及主冷却剂中硼、锂和氘流经堆芯时的活化产生,主要以液态氚水形式排放,影响气液两相分配份额的主要因素取决于主冷却剂向反应堆厂房和辅助厂房的泄漏率。

摘要：辐射发热率是灰棒等堆内特殊材料性能研究、热工安全分析和力学分析的重要输入参数,因此堆内特殊材料的辐射发热率评估是新型堆内材料研究的重点内容之一。为了提高中子和光子辐射发热率的计算精度,开发了蒙特卡罗(MC)程序源项子程序,制作了堆内特殊材料截面参数,建立了CAP1400计算模型,采用三维蒙特卡罗程序模拟计算特殊材料在CAP1400堆内的辐射发热率。MC程序能够更加精确地计算出CAP1400堆内特殊材料的辐射发热率,而且能够给出辐射发热率的空间分布,从而更好地支持堆内特殊材料相关的灰棒等部件的国产自主化设计。

摘要：利用最新发布的评价数据库ENDF/B-Ⅷ.0制作了压水堆输运计算所需的多群参数库。多群参数库的制作通过NJOY、PUFF-Ⅳ和SCALE6.1程序实现,首先由NJOY核数据处理系统将ENDF格式的中光子截面文件加工成精细群参数库,再由PUFF-Ⅳ程序中的SMILER模块转换成AMPX格式供SCALE6.1程序中BONAMI模块进行共振自屏修正计算,最后通过并群计算以及格式转换模块生成适合离散纵标(SN)程序使用的ANISN格式的47群中子-20群光子的多群截面库。通过与OECD/NEA发布基准题的验证比较,证明了此参数库加工方法以及所制作参数库是正确的,满足屏蔽计算工程需求。

摘要：以先进压水堆核电厂为对象,研究了设计基准事故及严重事故工况下放射性迁移行为,确定了应急指挥中心(EOF)工作人员各种受照途径的剂量分析模型,包括进入EOF内污染空气吸入内照射、EOF内污染空气γ淹没外照射、EOF外污染空气穿过混凝土屏蔽墙或铁门γ外照射等。在此基础上,利用VC++6.0语言的MFC平台,自主研发了可视化EOF剂量计算程序VYJcode,实现了EOF剂量计算程序化目标,为非能动核电厂EOF可居留性设计提供了技术支持。通过一系列的对比验证,证明了程序的有效性、正确性。

摘要：堆外探测器响应函数代表了堆芯活性区各组件对堆外探测器计数率的贡献,反映了堆芯功率分布与探测器计数率的关系。研究了三维离散纵标法(SN)程序TORT的共轭输运方法,并开发相应的处理程序,实现了柱坐标下的三维共轭中子注量率到压水堆各燃料组件响应函数的转换。并基于CAP1400核电厂反应堆模型,分析了其堆外探测器响应函数空间分布的特性,与采用TORT多次正向输运计算结果进行了对比分析,两者符合较好。通过本文研究,实现了压水堆核电厂堆外探测器响应函数的三维空间分布计算。