CAP1000核电厂堆外探测器响应函数计算方法研究 被引量：4

1

作者 丁谦学 夏春梅 梅其良 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第2期257-262,共6页

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读数的贡献,反映了堆芯功率分布与探测器读数的关系。本文利用二维离散纵标法(S_N)程序DORT,研究其共轭输运方法,建立CAP1000反应堆模型,分析其堆外探测器径向和轴向响应函数及其... 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读数的贡献,反映了堆芯功率分布与探测器读数的关系。本文利用二维离散纵标法(S_N)程序DORT,研究其共轭输运方法,建立CAP1000反应堆模型,分析其堆外探测器径向和轴向响应函数及其特性,并与采用DORT程序正向输运计算的结果进行比较。研究表明,共轭输运方法可以极大简化计算量,且计算结果与正向输运方法结果符合较好。 展开更多

关键词 离散纵标方法 共轭输运 堆外探测器响应函数 DORT

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堆外探测器响应函数三维空间分布计算 被引量：4

2

作者 丁谦学 梅其良 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第3期65-70,共6页

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... 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。 展开更多

关键词 离散纵标方法 堆外探测器响应函数 共轭输运

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多群蒙特卡罗方法在反应堆屏蔽设计中的应用

3

作者 丁谦学 杨永伟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第2期197-200,共4页

针对清华大学10MW高温气冷堆模型进行MCNP程序的多群计算,多群数据库由DCL-75/BUGLE-80库经适当处理得到,使用离散角近似和等概率阶梯函数法逼近实际角分布。计算结果与二维SN程序DOT的计算结果进行了比较,两者较为一致。

关键词 多群蒙特卡罗 MCNP程序 离散角近似 等概率阶梯函数

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DORT程序进行RPV中子注量率计算的可靠性验证 被引量：4

4

作者 夏春梅 梅其良 +1 位作者 丁谦学 王梦琪 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第3期329-334,共6页

反应堆压力容器(RPV)中的碳钢材料受到快中子辐照会发生性能变化。为了防止由于RPV的材料性能发生变化而不适当地限制核电厂的运行,需要限定核电厂寿期内RPV中的最大快中子注量,并且要求安装辐照监督管对RPV材料所受到的快中子注量进行... 反应堆压力容器(RPV)中的碳钢材料受到快中子辐照会发生性能变化。为了防止由于RPV的材料性能发生变化而不适当地限制核电厂的运行,需要限定核电厂寿期内RPV中的最大快中子注量,并且要求安装辐照监督管对RPV材料所受到的快中子注量进行监督。因此,RPV和辐照监督管中子注量率的精确计算对RPV的辐照安全和寿命管理具有十分重要的意义。三代非能动压水堆核电厂主要采用基于BUGLE-96截面库的二维离散纵标法程序DORT进行RPV中子注量率计算。本文利用秦山核电厂第五根辐照监督管的中子注量率测量数据和MCNP-4B计算结果与DORT程序的计算结果进行比较,来验证采用DORT程序进行RPV母材段中子注量率计算的可靠性。 展开更多

关键词 RPV 监督管 快中子 注量 DORT

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一次屏蔽计算TORT程序源项生成方法研究 被引量：4

5

作者 郑征 丁谦学 王梦琪 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第10期1905-1909,共5页

一次屏蔽计算对于评估工作人员的辐射剂量、确保反应堆压力容器(RPV)及堆内构件在整个反应堆寿期内的安全性、防止混凝土屏蔽体及其外部部件和结构被过度活化具有重要意义。本文推导了TORT程序三维源分布计算公式和源几何转换方法,编写... 一次屏蔽计算对于评估工作人员的辐射剂量、确保反应堆压力容器(RPV)及堆内构件在整个反应堆寿期内的安全性、防止混凝土屏蔽体及其外部部件和结构被过度活化具有重要意义。本文推导了TORT程序三维源分布计算公式和源几何转换方法,编写了相应的程序模块,并在秦山一期、CAP1400和CAP1700计算模型上进行了验证和应用。结果表明,本文推导的理论模型和开发的程序是正确的,为后续提高一次屏蔽设计精度提供了基础。 展开更多

关键词 TORT程序 源项生成程序 一次屏蔽

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秦山一期堆本体退役源项估算及辐射场可视化 被引量：1

6

作者 罗文 宋英明 +3 位作者 邹树梁 周剑良 丁谦学 高庆瑜 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第2期302-307,共6页

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... 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。 展开更多

关键词 秦山一期堆本体 退役源项 三维辐射场 可视化

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大型压水堆装载50%MOX燃料方案压力容器辐照安全计算 被引量：1

7

作者 王梦琪 丁谦学 梅其良 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第3期39-43,共5页

对含MOX燃料堆芯的压力容器(RPV)快中子注量率计算进行了初步研究,探讨了适用于MOX堆芯方案屏蔽计算的堆芯源项处理方法。采用三维离散纵标程序TORT,针对CAP1400型堆芯装载50%MOX燃料方案开展了RPV快中子注量计算,结果表明:堆芯装载50%... 对含MOX燃料堆芯的压力容器(RPV)快中子注量率计算进行了初步研究,探讨了适用于MOX堆芯方案屏蔽计算的堆芯源项处理方法。采用三维离散纵标程序TORT,针对CAP1400型堆芯装载50%MOX燃料方案开展了RPV快中子注量计算,结果表明:堆芯装载50%MOX燃料可满足RPV屏蔽安全设计要求;对比分析含MOX堆芯方案和全UO_2堆芯方案的RPV快中子注量率的特性差异,从RPV辐射防护最优化的角度,后续燃料管理方案优化时可重点关注关键位置处组件的布置。 展开更多

关键词 MOX燃料 压力容器 快中子注量 TORT

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JMCT-S一次屏蔽计算源项生成功能开发 被引量：1

8

作者 郑征 黎辉 +1 位作者 丁谦学 上官丹骅 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第5期805-809,共5页

一次屏蔽计算对于评估工作人员的辐射剂量、确保反应堆压力容器(RPV)及堆内构件在整个反应堆寿期内的安全性以及防止混凝土屏蔽体及其外部部件和结构被过度活化具有重要的意义。对于一次屏蔽源项的处理,JMCT-S程序自带的源粒子抽样功能... 一次屏蔽计算对于评估工作人员的辐射剂量、确保反应堆压力容器(RPV)及堆内构件在整个反应堆寿期内的安全性以及防止混凝土屏蔽体及其外部部件和结构被过度活化具有重要的意义。对于一次屏蔽源项的处理,JMCT-S程序自带的源粒子抽样功能无法完全满足其计算需求。本文开发了JMCT-S程序的源项生成程序和源抽样子程序,并在秦山一期和CAP1400一次屏蔽计算模型上进行了验证和应用。数值结果表明,推导的理论模型和开发的程序是正确的,从而为后续提高一次屏蔽设计精度提供了基础。 展开更多

关键词 JMCT-S 源项生成程序 一次屏蔽

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MOX乏燃料衰变热计算方法研究 被引量：2

9

作者 黎辉 夏春梅 丁谦学 《中国核电》 2016年第2期113-116,共4页

目前,铀钚混合氧化物(MOX)燃料已成为一种可用于商业核电厂成熟再循环核燃料。经过燃耗过的燃料在正常停堆或事故后停堆时会产生大量的衰变余热,而乏燃料衰变热是事故分析、余热排出系统和乏燃料池冷却系统设计的重要输入参数之一。UOX... 目前,铀钚混合氧化物(MOX)燃料已成为一种可用于商业核电厂成熟再循环核燃料。经过燃耗过的燃料在正常停堆或事故后停堆时会产生大量的衰变余热,而乏燃料衰变热是事故分析、余热排出系统和乏燃料池冷却系统设计的重要输入参数之一。UOX乏燃料中裂变产物主要来自于U和Pu等可裂变核素的裂变,U贡献最大;MOX乏燃料裂变产物主要来自于U、Pu和Am等可裂变核素的裂变,Pu贡献最大。UOX乏燃料衰变热可使用ANS—5.1的方法进行计算,但ANS—5.1中的衰变热计算方法不完全适用于MOX燃料。MOX燃料是核燃料可持续发展的重要途径,因此必须研究采用新方法计算MOX乏燃料的衰变热。该文研究使用ANS—5.1计算MOX乏燃料裂变产物衰变热,再使用ORIGEN—S程序计算MOX乏燃料的重核衰变热贡献份额,综合得到MOX乏燃料的总衰变热。 展开更多

关键词 MOX 乏燃料 衰变热 裂变产物 重核

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核辐射综合屏蔽材料研究进展 被引量：5

10

作者 高静 丁谦学 +1 位作者 梅其良 肖学山 《材料导报》 CSCD 北大核心 2023年第20期7-14,共8页

核能技术的快速发展带来了辐射安全隐患,为保护人员的身体健康与周围环境的安全必须采取屏蔽体进行防护。核设施结构的复杂性以及应用场景的多样性对核辐射综合屏蔽材料的性能提出更高的要求,材料不仅要具备优异的中子/γ屏蔽功能,还应... 核能技术的快速发展带来了辐射安全隐患,为保护人员的身体健康与周围环境的安全必须采取屏蔽体进行防护。核设施结构的复杂性以及应用场景的多样性对核辐射综合屏蔽材料的性能提出更高的要求,材料不仅要具备优异的中子/γ屏蔽功能,还应具有优异的力学性能以作为结构材料使用。本文简述了核辐射综合屏蔽材料的设计要求,并根据国内外屏蔽材料的研究现状,综述了常用的辐射屏蔽材料的研究进展,对比分析金属与非金属材料的屏蔽性能,总结了不同基体与功能填料的研究内容、特点以及存在的问题,提出了屏蔽材料结构/功能一体化已成为发展方向,指出含稀土元素的镍基复合材料在防辐射屏蔽材料方面的应用将成为进一步研究的重点,为新型辐射屏蔽材料的研制应用提供了参考。 展开更多

关键词 屏蔽材料 中子 Γ射线 辐射防护

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10MW高温气冷堆屏蔽计算分析

11

作者 苗雨润 丁谦学 杨永伟 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第4期328-333,共6页

高温气冷堆是第4代核能系统的重要堆型之一,由于其堆芯体积庞大、几何结构复杂,屏蔽计算难度较大。本工作使用三维SN程序TORT对10 MW高温气冷堆进行屏蔽计算,并用ANISN、MCNP程序进行校核。结果表明,TORT程序计算结果与ANISN、MCNP程序... 高温气冷堆是第4代核能系统的重要堆型之一,由于其堆芯体积庞大、几何结构复杂,屏蔽计算难度较大。本工作使用三维SN程序TORT对10 MW高温气冷堆进行屏蔽计算,并用ANISN、MCNP程序进行校核。结果表明,TORT程序计算结果与ANISN、MCNP程序计算结果符合很好。 展开更多

关键词 高温气冷堆 屏蔽计算 TORT程序 MCNP程序

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压水堆核电厂堆外源量程探测器计数率分析 被引量：2

12

作者 丁谦学 王梦琪 +3 位作者 李文涛 周岩 梅其良 叶国栋 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第3期470-474,共5页

压水堆核电厂启动过程中,次级中子源为堆外源量程探测器提供本底计数率,避免测量盲区,确保反应堆安全启动。但次级中子源的引入会为核电厂带来较大的经济和环境负担,同时也需承受次级中子源破损等带来的风险。为此,可使用受辐照燃料组... 压水堆核电厂启动过程中,次级中子源为堆外源量程探测器提供本底计数率,避免测量盲区,确保反应堆安全启动。但次级中子源的引入会为核电厂带来较大的经济和环境负担,同时也需承受次级中子源破损等带来的风险。为此,可使用受辐照燃料组件的自发裂变中子源进行替代,即无源启动方式。通过研究堆外源量程探测器计数率的理论计算方法,并基于运行电厂测量数据进行分析验证,为源量程探测器计数率的理论预估提供了较为完善的理论方法流程。本文结果可为无源启动源量程探测器计数率分析提供支持,同时也可用于次级中子源装载量或布置位置的优化分析等。 展开更多

关键词 无源启动 源量程探测器 计数率 次级中子源

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压水堆缓发裂变光子能谱制作及其在堆内构件辐射发热分析中的应用研究

13

作者 丁谦学 彭超 梅其良 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2022年第5期1019-1023,共5页

本工作重点开展易裂变核素缓发光子裂变谱加工方法研究,完成缓发光子裂变谱加工程序的开发,并基于最新发布的ENDF/B-VⅢ.0库,制作了各裂变核素(^(235)U、^(238)U、^(239)Pu、^(240)Pu、^(241)Pu和^(242)Pu)的缓发光子裂变谱,初步验证表... 本工作重点开展易裂变核素缓发光子裂变谱加工方法研究,完成缓发光子裂变谱加工程序的开发,并基于最新发布的ENDF/B-VⅢ.0库,制作了各裂变核素(^(235)U、^(238)U、^(239)Pu、^(240)Pu、^(241)Pu和^(242)Pu)的缓发光子裂变谱,初步验证表明制作方法的正确性;最后基于新制作的裂变谱开展堆内构件辐射发热率分析,分析结果表明:(1)缓发裂变光子对堆内构件辐射发热率的贡献与瞬发裂变光子相当;(2)缓发裂变光子与瞬发裂变光子对堆内构件辐射发热率的贡献之和最大可达35%,距离堆芯越近,贡献越大,而远离堆芯的堆内构件辐射发热率主要来自于次级光子的贡献。 展开更多

关键词 缓发裂变光子 瞬发裂变光子 瞬发裂变中子 辐射发热

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压水堆燃耗库的开发与验证 被引量：3

14

作者 彭超 丁谦学 +1 位作者 梅其良 付亚茹 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2020年第3期375-382,共8页

基于最新发布的评价数据库ENDF/B-Ⅷ.0、FENDL-3.1D和EAF-2010开发了一个压水堆(PWR)用燃耗库BURN.SNERLIB,用于ORIGEN-S程序。此数据库由三部分组成:衰变数据、裂变产额数据和截面数据,其格式与ORIGEN-S自带压水堆数据库的格式保持一... 基于最新发布的评价数据库ENDF/B-Ⅷ.0、FENDL-3.1D和EAF-2010开发了一个压水堆(PWR)用燃耗库BURN.SNERLIB,用于ORIGEN-S程序。此数据库由三部分组成:衰变数据、裂变产额数据和截面数据,其格式与ORIGEN-S自带压水堆数据库的格式保持一致。衰变数据选取MF=8文档中的MT=457反应数据进行加工;裂变产额数据共考虑了30种可裂变锕系核素,由特定入射能量下MT=454和MT=459反应数据加工得到;截面数据采用三群结构,首先基于典型压水堆燃料棒栅元在指定燃耗深度下的输运计算获得燃料区域内逐点中子能谱,以此逐点中子谱为权重谱通过NJOY程序将ENDF/B-Ⅷ.0等评价库中的连续截面制作成精细群截面,对精细群截面进行并群计算生成三群截面。利用OECD/NEA公布的压水堆基准题进行了验证,验证了此方法加工ORIGEN-S燃耗库的正确性。分析结果表明,对于某些燃耗计算重要核素,如238Pu等,基于最新评价库开发的数据库比自带库的计算结果更接近于实验值,提升了ORIGEN-S的计算精度。 展开更多

关键词 ORIGEN-S 燃耗库 NJOY 三群截面

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基于共轭离散纵标的减方差方法 被引量：2

15

作者 郑征 丁谦学 周岩 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第2期143-151,共9页

对于深穿透类型的屏蔽计算,为了得到较为可信的统计结果,蒙特卡罗方法(MC方法)需要模拟大量的粒子,巨大的计算时间是其存在的主要问题。源偏倚和权窗技巧能够有效降低深穿透问题的计数误差。开展了基于共轭离散纵标(SN)的MC减方差方法研... 对于深穿透类型的屏蔽计算,为了得到较为可信的统计结果,蒙特卡罗方法(MC方法)需要模拟大量的粒子,巨大的计算时间是其存在的主要问题。源偏倚和权窗技巧能够有效降低深穿透问题的计数误差。开展了基于共轭离散纵标(SN)的MC减方差方法研究,根据SN方法的共轭注量率计算并生成了源偏倚和权窗参数,编写了JMCT程序的源抽样子程序,并且在秦山一期测量值基础上进行了验证,成功应用到CAP1400压力容器快中子注量率和堆腔中子和光子剂量率计算中。数值结果表明,对于深穿透屏蔽计算问题,和无偏的MC方法相比,基于共轭SN的MC减方差方法能够在保证结果精度的前提下,提高计算效率1~2个量级。 展开更多

关键词 深穿透 离散纵标方法 蒙特卡罗方法 源偏倚 权窗

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