摘要：压力容器是反应堆不可更换部件,有效降低压力容器所受快中子注量、降低压力容器材料辐照损伤,对确保压力容器全寿期的完整性具有重要意义。为此,本文通过构建典型的压水堆简化模型,采用基于遗传算法的屏蔽优化方法,对反应堆堆内设置不锈钢反射层、设置不锈钢热屏,以及二者的结合等三种堆内屏蔽策略的有效性进行了研究,并形成了相应的结论。最后,将研究的堆内屏蔽策略应用于“华龙一号”反应堆,通过高精度的蒙特卡罗方法分析表明压力容器快中子注量获得了显著的降低,验证了本文提出的堆内屏蔽策略对降低压力容器快中子注量的有效性。

摘要：离散纵标(又称SN)方法是反应堆压力容器快中子注量率计算中最常用的方法之一。计算机的飞速发展和三维离散纵标方法的不断完善,使得三维离散纵标法应用于工程设计成为可能。本文以某压水堆为研究对象,采用基于三维全堆芯中子学程序SCIENCE的计算结果,使用三维离散纵标方法程序计算了压力容器内表面快中子注量率三维分布,并分别与采用传统的一维、二维方法合成三维方法及蒙特卡洛方法得到的计算结果进行了比较,从而对三维离散纵标法在压水堆RPV快中子注量率计算中的应用进行了初步验证。

摘要：无人潜航器需要高可靠、高功率、长寿命的电源,为此西安交通大学提出了兆瓦级热管核反应堆(Silent Unmanned Portable Reactor,UPR-s)设计方案。为保证舱体辐射安全,对UPR-s开展了屏蔽方案设计研究工作。首先,对整个系统及屏蔽体的布局进行初步设计,并分别计算了反应堆满功率运行和停堆情况下的源项参数;其次,给出几种备选屏蔽材料;接着,利用确定论中子-光子屏蔽计算软件NECP-Hydra分别针对初始模型布置选型、复合式屏蔽布置选型及阴影屏蔽布置方案等进行计算分析,主要对安全平面处的累计快中子注量、光子剂量,以及停堆后的源强进行了分析;最终,基于数值分析结果,提出了满足要求的屏蔽优化方案,其安全平面处的累积快中子注量、光子剂量、屏蔽重量等关键参数均满足设计限值。

摘要：CPR1000系列反应堆是目前国内广泛应用的第二代压水堆型号之一,蒙特卡罗程序在CPR1000系列反应堆的验证与确认是该程序实现反应堆工程设计应用的关键环节。基于某CPR1000机组实际参数,使用由国内单位研发的蒙特卡罗程序JMCT在该机组开展了粒子输运建模计算,分别进行了临界计算和固定源计算,并进行了验证与确认。对于临界计算,采用JMCT建立了全堆芯pin-by-pin模型,计算了堆芯有效增殖因子和功率分布。对于固定源计算,建立适用于屏蔽分析的反应堆模型和辐照监督管精细结构模型,计算了两个核电机组多个循环的辐照监督管探测器位置累积快中子注量。通过将JMCT的计算结果与参考程序的计算结果、反应堆实际测量值进行了对比,验证了JMCT程序在CPR1000反应堆工程设计中的实际使用效果,证明了JMCT程序具备工程级的计算精度。

摘要：用MCNP4C程序分别计算了高通量工程试验堆(HFETR)首炉13#电离室和L12元件、第53-I炉13#电离室和7#电离室、第68-II炉12#电离室和1QS的快中子注量率并与实验测量值比较,计算结果是可靠的。通过选择不同类型的堆芯布置,计算了到2004年底HFETR压力容器焊缝所受的快中子注量。截止2004年底,HFETR压力容器焊缝内壁所受到的E≥1MeV、E≥0.1MeV的快中子最大点的注量分别为1.212×1017cm-2和2.514×1017cm-2,远小于设计值。

摘要：由于压水堆的燃料组件具有栅格稠密、几何形状复杂、对中子的吸收能力较强等特点,利用中子输运方程的任何近似解法所求得的结果都具有较大误差。因此,本文采用蒙特卡罗方法,利用MCNP软件建立精确的压水堆模型,对低泄漏换料方案压力容器中的快中子注量进行模拟计算,所得的40年和60年的压力容器内的表面中子注量均小于设计限值(5×10^(19)n/cm^(2))。由计算结果可知:若只考虑辐照脆化对压力容器的影响,采用低泄漏换料方案可以使压力容器的使用寿命延长到60年。

摘要：反应堆压力容器快中子注量计算是反应堆工程设计和国家核安全监管部门关注的一项重要内容,在计算中不可避免地采用一些模型简化方法,这些简化方法将对计算结果产生一定的影响。利用MC方法计算程序MCNP对反应堆压力容器快中子注量计算过程中的模型简化方法开展研究,评估这些简化方法的利弊,为压力容器快中子注量计算提供合理建议,保障计算的严谨性。

摘要：反应堆压力容器快中子注量计算是反应堆屏蔽设计及核安全审评中的一项重要内容,利用MC法开展该项计算通常采用目前较为公认的建模及计算方法.选取 ***-2国际基准题,通过基准验证,证明反应堆压力容器快中子注量的建模及计算方法合理.在此基础上,针对计算过程中的几何简化方法进行敏感性分析,结果表明,对外围组件进行pin-by-pin模拟是必要的.

摘要：快中子注量是影响压力容器材料性能的重要指标。在堆芯装有钚铀氧化物混合燃料(MOX燃料),堆芯物理特性发生明显变化时,现有的屏蔽计算软件能否准确预测压力容器所受的快中子注量率值得研究。本研究分别使用MCNP、TORT、SCALE等国际通用的屏蔽计算程序对VENUS-2基准题进行分析比较。研究表明,各软件对含MOX燃料堆芯的中子注量率计算偏差均在合理的范围内,能满足工程设计的需求,MCNP程序的计算精度相对更高。

摘要：U-Pu混合氧化物(Mixed oxide,MOX)燃料应用前景广阔。以国内M310型堆芯为对象,对使用30%MOX燃料的部分低泄漏堆芯燃料管理方案进行分析,比较了含MOX燃料堆芯和传统的全UO2燃料堆芯在平衡循环下压力容器快中子注量、原子位移次数(Displacement per atom,DPA)和辐照监督管超前因子的特性差异。结果表明,与国内主流的高泄漏全UO2燃料堆芯平衡循环相比,平衡循环压力容器内表面快中子注量率和DPA率小20%左右,343°处的辐照监督管快中子注量率小8%,超前因子大15%;与国内占少数比例的低泄漏全UO2燃料堆芯平衡循环相比,平衡循环压力容器内表面快中子注量率和DPA率大40%左右。进一步分析发现,虽然同等功率下MOX燃料比UO2燃料释放的中子多7%,但与国内主流的高泄漏全UO2燃料堆芯相比,部分低泄漏MOX燃料堆芯的燃料管理方式使堆芯外围组件功率降低,使得压力容器受到的快中子辐照损伤降低。