摘要：点核积分方法是屏蔽设计中最常用的方法之一。为了克服传统点核积分方法因无法直接使用辐射防护现场基于边界表示(Brep,boundary representation)几何需重新建模而出现模型描述复杂且易出错的问题,本次研究开发了直接基于Brep几何的点核积分方法,可直接基于现场CAD模型进行辐射场计算,提升了点核积分方法的几何适应能力。使用某乏燃料运输容器基准问题对程序的准确性进行了验证,验证结果表明程序的计算结果与QAD程序吻合良好,使用华龙一号的主回路设备间屏蔽问题对程序的复杂几何适应能力进行验证,验证结果表明程序具备复杂场景的三维辐射场计算能力。

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。