摘要：针对我国秦山一期核反应堆实际情况,利用蒙特卡罗程序建立了细化到燃料棒结构的全堆芯pinby-pin模型进行中子输运计算,并对计算模型的可靠性进行了验证;基于堆本体结构部件的几何参数、材料参数及堆本体中子注量率分布,在假定功率运行史的情况下,利用燃耗计算程序计算了反应堆停堆后的中子活化产物作为堆本体退役源项的估算结果,并对源项产生的三维辐射场剂量分布情况进行了可视化建模与分析,模拟结果与理论分析一致。本研究是下一步建立我国秦山核电厂退役技术安全验证和虚拟仿真平台的关键性基础工作。

摘要：为了实现加速器驱动次临界系统(accelerator driven sub-critical system,ADS)中子时空动力学过程模拟计算,基于蒙特卡罗中子输运程序(monte carlo N-particle transport code system)与时空变量分离的改进准静态近似法(improved quasi-static,IQS),开发了多群中子时空动力学模拟计算程序。在改进准静态方法的框架下,由MCNPX程序计算给出中子注量率归一化形状函数分布和所需的动力学参数,由点堆动力学计算给出中子注量率幅度函数值,二者耦合计算可实现ADS次临界反应堆中子时空动力学过程的模拟。程序内置了集总参数的热工反馈模型。针对国际原子能机构(international atomic energy agency,IAEA)的ADS基准题,对束流瞬变工况进行模拟计算,结果表明:相对中子注量率的变化情况与束流变化情况相同,模拟结果与理论分析一致。