摘要：在中子活化计算中,由于输入核数据存在一定的固有不确定性,这将对计算结果产生一定的影响。而计算结果的不确定度对核设施源项分析、辐射屏蔽设计发挥着重要的作用。首先研究了用于不确定性分析的直接求导方法和Gear算法,随后进行了活化系数矩阵以及敏感性系数矩阵的构造,最后利用Gear算法同步求解活化方程组和敏感性方程组,得到核素存量对于核数据的敏感性系数,并结合核数据的相对不确定度得出核素存量的相对不确定度。将本工作研发的方法集成到中子活化程序ABURN中,并选取典型例题进行了测试验证。结果表明:ABURN程序对于核素存量及其敏感性系数与相对不确定度的计算结果,与解析解和欧洲活化程序FISPACT数值解的计算偏差很小,绝大部分偏差不超过0.2%,最大偏差不超过1%,说明此方法和程序具备了高精度分析核素存量的敏感性和不确定性的能力,能够为核设施辐射防护以及源项分析工作提供工具和数据支持。

摘要：活化腐蚀产物是压水堆一回路重要的放射性源项,对于反应堆的屏蔽设计、人员防护和事故安全有重要影响。pH值作为压水堆冷却剂的关键参数,在材料腐蚀和腐蚀产物溶解、沉淀过程中扮演着重要角色。通过协调冷却剂中硼-锂浓度来调节pH值,可控制压水堆冷却剂中腐蚀产物溶解度和材料腐蚀速率等参数,从而达到控制活化腐蚀产物源项的目的。为从模拟的角度系统研究pH值对放射性源项的影响,本文计算了不同pH值条件下的腐蚀产物溶解度以及材料腐蚀速率,并将其代入自主研发的活化腐蚀产物源项分析程序CATE中,计算不同pH值条件下压水堆一回路各区域的放射性活度。结果表明:pH=5.6~7.4范围内,随着pH值的增大,腐蚀产物溶解度和材料腐蚀速率均持续减小;将pH值控制在7.2~7.4,对减少反应堆一回路活化腐蚀产物、降低堆内放射性活度的效果最佳。