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中子活化程序ABURN在核装置停堆剂量率计算中的应用研究
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作者 赵晓泽 张竞宇 +4 位作者 谭琳 肖懿鑫 王娟娟 于虓 倪王慕鸿 《核科学与技术》 2023年第1期30-38,共9页
在核装置中,活化区产生的大量中子导致装置内的材料活化严重,停堆后装置周围的放射性水平依然较强,为装置的维修维护带来了困难。分析核装置中放射性核素的活度、衰变热、光子剂量等参数是屏蔽计算中不可或缺的工作,同时精确的活化计算... 在核装置中,活化区产生的大量中子导致装置内的材料活化严重,停堆后装置周围的放射性水平依然较强,为装置的维修维护带来了困难。分析核装置中放射性核素的活度、衰变热、光子剂量等参数是屏蔽计算中不可或缺的工作,同时精确的活化计算和停堆后的光子剂量计算,对于核装置检修和人员辐射安全也有非常重要的意义。ABURN程序是由华北电力大学核设施源项研究组自主研发的中子活化计算程序,可以进行活化计算、衰变计算、不确定性和敏感性分析、核素径迹追踪和贡献统计,可以输出多种工况下的核素原子数量、质量、活度、衰变热、γ谱等关键参数。本文基于国际上主流的停堆剂量率计算方法——严格两步法(R2S),实现了自主化活化程序ABURN和蒙卡程序MCNP的耦合,开发了中子输运计算、材料活化计算和光子输运计算的自动耦合接口程序,进而得到核装置周围的停堆剂量率分布。本文利用ITER-T426实验装置模型进行基准验证,将ABURN程序计算结果与FISPACT程序计算结果以及实验测量结果进行了对此,结果一致性较好,表明了ABURN程序在核装置停堆剂量率计算中的可用性。 展开更多
关键词 aburn程序 中子活化计算 停堆剂量率 严格两步法
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基于运输和活化程序耦合的停堆剂量率计算 被引量：1
2
作者 于虓 张竞宇 +9 位作者 于珑选 郑浩 杨晨 雷星 由立松 赵洪图 覃川 王旖旎 代启银 晏纪强 《哈尔滨工程大学学报》 CSCD 北大核心 2024年第12期2384-2390,共7页
针对核反应堆在停堆后产生的衰变光子剂量会对周围设施及操作人员造成辐射影响问题,本文开展了停堆剂量率方面的研究工作。基于反应堆蒙特卡罗分析程序cosRMC和中子活化计算程序ABURN,编写了耦合接口程序MCAB和ABMC,开发了全国产自主化... 针对核反应堆在停堆后产生的衰变光子剂量会对周围设施及操作人员造成辐射影响问题,本文开展了停堆剂量率方面的研究工作。基于反应堆蒙特卡罗分析程序cosRMC和中子活化计算程序ABURN,编写了耦合接口程序MCAB和ABMC,开发了全国产自主化计算程序进行停堆剂量率的模拟分析。选用国际基准题FNG-ITER进行计算,将MCNP5和FISPACT计算结果作为基准比对所开发程序的准确性。比对结果显示cosRMC在中光子的输运结果方面与MCNP5的相对误差均小于±3倍的相对统计误差,ABURN与FISPACT程序相比对于关键指标的计算精度达到1%,cosRMC与ABURN程序在核装置停堆剂量率具有准确性和可用性。 展开更多
关键词 停堆剂量率 严格两步法 cosRMC MCNP aburn FNG-ITER基准题 粒子输运 中子活化
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