基于cosRMC对HL-3装置的天空反散射模拟及屏蔽分析

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作者 张一恒 赵自强 +1 位作者 栗再新 才来中 《核聚变与等离子体物理》 北大核心 2025年第1期7-12,共6页

中国环流三号(HL-3)装置下一步将进行氘氘(DD)/氘氚(DT)聚变实验,聚变中子对人体的电离辐射损伤不可忽视,辐射防护安全是开展聚变实验研究的保障。利用蒙特卡罗方法,通过三维粒子输运程序cosRMC[1]计算了在HL-3装置芯部中DD聚变中子对... 中国环流三号(HL-3)装置下一步将进行氘氘(DD)/氘氚(DT)聚变实验,聚变中子对人体的电离辐射损伤不可忽视,辐射防护安全是开展聚变实验研究的保障。利用蒙特卡罗方法,通过三维粒子输运程序cosRMC[1]计算了在HL-3装置芯部中DD聚变中子对主机大厅周围1000m半径范围内的天空反散射问题。将天空反散射和直接贯穿两种情况下中子辐照对人体的有效吸收剂量进行评估,确定现在主机大厅的辐射防护在安全范围以内。针对DT聚变实验,估算在10MJ的聚变能量下,DT聚变中子的天空反散射情况,在现有的屏蔽措施基础上提出加强屏蔽的合理建议,供未来HL-3装置实验的环境评估和防护设计使用。 展开更多

关键词 HL-3装置 cosrmc 天空反散射 辐射防护

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基于cosRMC的聚变堆全堆蒙特卡罗中子输运模拟研究

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作者 田卓 赵若修 +5 位作者 王振宇 白华亮 张显 刘仕倡 伍秋染 刘松林 《现代应用物理》 2025年第4期77-87,共11页

聚变堆因其几何复杂、中子能量高、堆芯空间大,对蒙特卡罗粒子输运模拟带来一定挑战。本文采用蒙特卡罗程序cosRMC建立了基于中国聚变工程试验堆(China Fusion Engineering Test Reactor,CFETR)超临界二氧化碳(sCO_(2))液态锂铅包层(CO... 聚变堆因其几何复杂、中子能量高、堆芯空间大,对蒙特卡罗粒子输运模拟带来一定挑战。本文采用蒙特卡罗程序cosRMC建立了基于中国聚变工程试验堆(China Fusion Engineering Test Reactor,CFETR)超临界二氧化碳(sCO_(2))液态锂铅包层(COOL)的22.5°扇段模型(CFETR-COOL)及水冷陶瓷增殖剂包层(water-cooled ceramic breeder,WCCB)的360°全堆模型(CFETRWHOLE),计算了CFETR-COOL包层模块的中子注量、氚增殖比和核热沉积,并采用自动迭代权窗减方差方法计算了CFETR-WHOLE模型的中子注量空间分布。结果表明,cosRMC计算的包层模块的中子学参数与MCNP符合良好,大部分相对偏差在±3σ以内。通过权窗自动迭代减方差方法,CFETR-WHOLE模型的中子注量计数网格占比从1.29%提高到94.32%,得到了全堆的中子注量空间分布。本文工作充分证明了cosRMC具备开展大型聚变反应堆中子学模拟的能力。 展开更多

关键词 cosrmc 氚增殖比 核热沉积 自动迭代权窗减方差

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BEAVRS基准模型的cosRMC精细建模与临界测试验证 被引量：5

3

作者 姚远 马续波 +3 位作者 陈义学 胡家驹 高彬 余慧 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第3期13-17,共5页

BEAVRS基准题是来自麻省理工学院(MIT)的基于商用压水堆全堆芯精细建模的国际基准模型,具有详细的实测数据,是由多种富集度燃料及控制棒组件组成的大型压水堆分析验证基准题。使用我国自主研发的蒙卡程序cosRMC对BEAVRS基准题进行精细建... BEAVRS基准题是来自麻省理工学院(MIT)的基于商用压水堆全堆芯精细建模的国际基准模型,具有详细的实测数据,是由多种富集度燃料及控制棒组件组成的大型压水堆分析验证基准题。使用我国自主研发的蒙卡程序cosRMC对BEAVRS基准题进行精细建模,主要计算了热零功率(HZP)状态下的临界本征值、全堆功率分布和控制棒价值,并与实测值以及国际知名蒙卡程序MCNP,OpenMC,MC21等结果进行对比。HZP状态下,cosRMC临界本征值结果与MCNP计算结果相差仅7.1pcm,符合较好;不同控制棒组件插入情况下的临界本征值与理论值1.000的偏差小于0.74%,控制棒价值结果与实测值误差小于100pcm,计算精度与同类软件相当;此外还对比分析了全堆功率分布与实测值结果的吻合程度及误差产生原因。初步验证了cosRMC程序对复杂堆芯精细建模计算的可行性和准确性,为程序以后的应用及完善打下基础。 展开更多

关键词 cosrmc 蒙卡程序 BEAVRS基准题 测试验证

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基于cosRMC的新一代PWR栅元和组件燃耗计算 被引量：2

4

作者 马续波 鲁凡 +2 位作者 陈义学 姚远 余慧 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第11期2010-2017,共8页

新一代压水堆与现有压水堆的重要区别之一是燃料富集度不同,考虑到燃料制造、燃料燃耗等问题,目前压水堆的UO2燃料富集度通常小于5%,MOX燃料中易裂变Pu含量通常小于6%。新一代压水堆的燃料富集度有可能超过现有标准,平均燃耗有望达到70G... 新一代压水堆与现有压水堆的重要区别之一是燃料富集度不同,考虑到燃料制造、燃料燃耗等问题,目前压水堆的UO2燃料富集度通常小于5%,MOX燃料中易裂变Pu含量通常小于6%。新一代压水堆的燃料富集度有可能超过现有标准,平均燃耗有望达到70GW·d/tU,这对反应堆计算软件提出了新的要求。本文基于反应堆蒙特卡罗程序cosRMC对新一代压水堆栅元和组件基准进行了中子学分析,包括裂变反应率分布、中子通量密度分布及核子密度随燃耗的变化等,并对含Gd棒的组件燃耗计算进行了细致分析。计算结果表明,cosRMC的计算结果与国际上其他程序的计算结果符合较好。通过程序之间结果对比发现,随着燃耗的增加,不同程序计算的Pu含量差别变大。 展开更多

关键词 cosrmc 燃耗基准 新一代燃料 高燃耗

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基于cosRMC的同位素电池屏蔽计算研究 被引量：1

5

作者 王益祺 刘仕倡 +5 位作者 靳程建 李锐 孙宁延 韩毅 张显 陈义学 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第3期622-629,共8页

热电式同位素电池系统作为一种新型能源系统,在深空、深海探测任务中有广泛应用。钛酸锶热源中的放射性同位素90 Sr和90 Y会发射β射线,β射线与物质作用产生韧致辐射,韧致辐射具有很强的穿透力,需要为热源安装屏蔽层,以降低辐射剂量。... 热电式同位素电池系统作为一种新型能源系统,在深空、深海探测任务中有广泛应用。钛酸锶热源中的放射性同位素90 Sr和90 Y会发射β射线,β射线与物质作用产生韧致辐射,韧致辐射具有很强的穿透力,需要为热源安装屏蔽层,以降低辐射剂量。当屏蔽层厚度超过一定值后,蒙特卡罗方法计算结果的统计误差显著增大,采用减方差技术可以提高热电式同位素电池屏蔽计算的准确性。同时,直接电子输运模拟耗时很长,可以通过厚靶韧致辐射模型处理电子产生的光子,从而提高计算效率。本文开展了cosRMC程序的减方差技术和厚靶韧致辐射模型在同位素电池屏蔽计算中的应用研究与验证,基于美国SNAP-21结构的设计方案,采用cosRMC程序对同位素电池进行了精细建模,通过改变外屏蔽层厚度分析其对表面剂量率的影响,并与MCNP结果进行比较。结果表明,在电池径向和轴向使用不同厚度的屏蔽层,cosRMC与MCNP计算的贫铀屏蔽层表面的剂量率的相对误差在±3σ区间内符合良好。采用栅元重要性减方差后,两程序统计误差均减小,且在电池径向5 cm处和轴向4 cm处,结果在±3σ区间内符合良好,进一步验证了cosRMC程序进行热电式同位素电池屏蔽计算的准确性。 展开更多

关键词 同位素电池 屏蔽计算 MCNP cosrmc 减方差

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蒙特卡罗粒子输运程序cosRMC的深穿透屏蔽计算研究 被引量：4

6

作者 李锐 张显 +4 位作者 刘仕倡 全国萍 秦瑶 严伊蔓 陈义学 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第S01期82-87,共6页

在核设施的屏蔽计算中,大屏蔽空间的深穿透问题一直是蒙特卡罗程序工程应用的难点之一。本文基于美国NRC发布的NUREG/CR-6115 PWR注量率计算基准题,采用cosRMC参考进行精细建模,并与参考程序的结果进行比较。计算过程中,通过设置栅元重... 在核设施的屏蔽计算中,大屏蔽空间的深穿透问题一直是蒙特卡罗程序工程应用的难点之一。本文基于美国NRC发布的NUREG/CR-6115 PWR注量率计算基准题,采用cosRMC参考进行精细建模,并与参考程序的结果进行比较。计算过程中,通过设置栅元重要性来减小方差,提高计算效率。计算结果表明,cosRMC与参考程序在不同穿透深度上的中子通量密度和光子通量密度的相对偏差在±3倍的蒙特卡罗统计误差之内,符合良好,验证了cosRMC在屏蔽计算以及深穿透问题中的正确性。本文还比较了不同电子处理方法对光子通量密度的影响,结果表明,不考虑电子时光子通量密度至少被低估了6%左右,同时cosRMC程序电子处理的厚靶韧致辐射模型的结果与参考程序符合良好。 展开更多

关键词 cosrmc 减方差 深穿透问题 屏蔽计算 电子效应

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基于SINBAD聚变基准题的cosRMC程序屏蔽计算研究 被引量：1

7

作者 车锐 刘仕倡 +1 位作者 田卓 陈义学 《核技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第5期71-81,共11页

聚变堆具有中子能量高、空间尺度大、几何结构复杂、辐射衰减梯度大等特点,其屏蔽计算更具挑战。为了验证蒙卡程序cosRMC在针对聚变堆屏蔽问题的准确性,对国际屏蔽基准题库SINBAD中的两个屏蔽实验进行了模拟。首先基于基准题实验模型建... 聚变堆具有中子能量高、空间尺度大、几何结构复杂、辐射衰减梯度大等特点,其屏蔽计算更具挑战。为了验证蒙卡程序cosRMC在针对聚变堆屏蔽问题的准确性,对国际屏蔽基准题库SINBAD中的两个屏蔽实验进行了模拟。首先基于基准题实验模型建立了详细的三维中子学模型,通过cosRMC中子-光子耦合输运计算,对实验时在模型中处于不同中子穿透深度位置的探测器的中子能谱进行模拟计算。然后采用栅元重要性减方差技术进一步提高cosRMC屏蔽计算的精度。最后将cosRMC计算得到的中子通量谱与MCNP5的计算结果以及基准题实验值进行了对比。结果表明,cosRMC与MCNP5的计算结果相符,二者的相对误差在3倍相对统计误差以内,且与实验值吻合良好,证明了cosRMC具有进行聚变堆屏蔽计算的能力。 展开更多

关键词 聚变基准题 屏蔽计算 SINBAD cosrmc

原文传递

基于VERA基准题的cosRMC程序验证 被引量：5

8

作者 秦瑶 余慧 +2 位作者 全国萍 王常辉 陈义学 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第12期155-162,共8页

为了验证反应堆物理软件和方法的计算能力,美国CASL(Consortium for Advanced Simulation of LWRs)项目提出了VERA(Virtual Environment for Reactor Application)堆芯物理基准题。该基准题以Watts Bar初始堆芯为模型,涵盖从二维单栅元... 为了验证反应堆物理软件和方法的计算能力,美国CASL(Consortium for Advanced Simulation of LWRs)项目提出了VERA(Virtual Environment for Reactor Application)堆芯物理基准题。该基准题以Watts Bar初始堆芯为模型,涵盖从二维单栅元到三维全堆芯的燃耗及换料的十个基准问题。针对VERA基准题模型,利用COSINE软件包中的反应堆蒙特卡罗分析程序cosRMC进行临界计算,得到了有效增殖因子、组件功率分布、控制棒微积分价值和反应性系数等结果。通过与基准题中提供的KENO结果对比,两种蒙特卡罗程序的计算结果吻合良好。这表明cosRMC程序具有从组件到堆芯的计算能力,其临界计算精度基本与KENO程序相当。 展开更多

关键词 COSINE cosrmc VERA 基准题 临界

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COSINE堆用蒙卡分析软件cosRMC研发与应用 被引量：5

9

作者 余慧 全国萍 +2 位作者 秦瑶 严伊蔓 陈义学 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第3期218-223,共6页

为进一步提升核电软件自主化能力,研发了核电厂设计与安全分析一体化软件包COSINE。其中cosRMC为堆用三维中子-光子-电子输运蒙卡软件,已具备输运计算、燃耗计算、群常数产生、敏感性及不确定性分析、可视化建模等功能,可用于堆芯设计... 为进一步提升核电软件自主化能力,研发了核电厂设计与安全分析一体化软件包COSINE。其中cosRMC为堆用三维中子-光子-电子输运蒙卡软件,已具备输运计算、燃耗计算、群常数产生、敏感性及不确定性分析、可视化建模等功能,可用于堆芯设计分析、确定论校核计算以及辐射屏蔽计算。本文从cosRMC的计算功能以及软件在先进非能动型压水堆(AP1000)与中国聚变工程实验堆(CFETR)中的典型应用对cosRMC软件的研发现状进行介绍。其中,AP1000堆芯的模拟结果显示,21种燃料组件及全堆芯模型的增殖因子绝对值最大偏差为89.9×10^(-5),功率分布计算结果绝对值最大偏差为2.1%;CFETR的模拟结果显示,氚增殖比的最大绝对值偏差为0.6%,cosRMC网格权窗功能可以有效解决模拟过程中的深穿透问题。cosRMC软件计算功能可满足压水堆、聚变堆等大型复杂模型的计算需求,软件具有较高的计算精度,同时可视化建模工具可有效提升建模效率及正确性。 展开更多

关键词 COSINE cosrmc 蒙卡 AP1000 CFETR

原文传递

基于cosRMC的聚变堆输运-活化内耦合方法研究

10

作者 王胜哲 刘仕倡 陈义学 《核技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第5期55-70,共16页

在聚变反应堆运行过程中,中子活化会导致大量放射性核素的产生,因此活化计算在反应堆的屏蔽设计和辐射安全分析中具有重要作用。本文基于蒙特卡罗粒子输运程序cosRMC的内置燃耗求解器Depth,开发了固定源模式下的内耦合输运-活化耦合计... 在聚变反应堆运行过程中,中子活化会导致大量放射性核素的产生,因此活化计算在反应堆的屏蔽设计和辐射安全分析中具有重要作用。本文基于蒙特卡罗粒子输运程序cosRMC的内置燃耗求解器Depth,开发了固定源模式下的内耦合输运-活化耦合计算功能。将该程序应用于中国聚变工程试验堆(Chinese Fusion EngineeringTestingReactor,CFETR)的第一壁(First-wall,FW)材料钢和面向等离子体部件(Plasma-facing Component,PFC)材料钨,分别使用连续能量截面和多群截面进行活化计算,并与活化程序ALARA进行对比验证,发现cosRMC的计算结果与ALARA计算的结果符合良好,初步验证了开发的cosRMC程序输运-活化内耦合计算功能的正确性。与传统蒙特卡罗-活化计算程序的外耦合方式相比,内耦合方式蒙特卡罗不需要把中子能谱传给外部活化程序,而是在蒙特卡罗中子输运过程中嵌入计算活化相关的核素单群反应截面,动态更新中子能谱和材料信息,同时可以使用连续能量截面进行反应率计算,得到与实际问题的几何、能谱相关的反应截面,从而精确地考虑了共振区核截面的影响。 展开更多

关键词 活化计算 聚变堆 固定源 ALARA cosrmc

原文传递

cosRMC复杂曲面开发及在聚变中子学的应用

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作者 刘仕倡 申靖文 +9 位作者 严伊蔓 杜华 孙业帅 秦瑶 郑俞 卢棚 李夏 张显 刘松林 陈义学 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第4期635-641,共7页

中国聚变工程实验堆(CFETR)是我国自主设计和研制的重大科学工程,CFETR旨在与ITER相衔接和补充,为研制DEMO级别聚变堆电站提供必要的技术。蒙特卡罗方法在聚变中子学与屏蔽设计等方面具有重要作用。本文基于自主化蒙特卡罗程序cosRMC,... 中国聚变工程实验堆(CFETR)是我国自主设计和研制的重大科学工程,CFETR旨在与ITER相衔接和补充,为研制DEMO级别聚变堆电站提供必要的技术。蒙特卡罗方法在聚变中子学与屏蔽设计等方面具有重要作用。本文基于自主化蒙特卡罗程序cosRMC,研究了蒙特卡罗复杂曲面建模的数学模型和计算方法,开发了复杂曲面建模功能,并通过PPCS(power plant conceptual study)模型验证了该功能实现的正确性。然后构建了CFETR的三维精细化模型,并利用该模型对CFETR包层设计中的关键中子学参数进行计算分析。结果表明,cosRMC对中子学参数氚增殖比、中子壁载荷和核热沉积的计算结果与MCNP的计算值吻合良好,相对偏差均小于5%,满足工程设计需求。研究证明了cosRMC应用于聚变堆包层中子学分析的正确性和有效性。CFETR中子学参数的计算分析,也为其设计和优化提供了参考。 展开更多

关键词 蒙特卡罗方法 聚变中子学 复杂几何建模 cosrmc

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基于AP1000压水堆模型的cosRMC程序临界计算能力验证与评估 被引量：1

12

作者 秦瑶 全国萍 +2 位作者 李硕 余慧 陈义学 《现代应用物理》 2020年第1期71-75,共5页

利用cosRMC程序对AP1000三代非能动压水堆的21种典型组件模型及全堆芯模型开展了精细建模和临界计算,将计算得到的无限增殖因子、有效增殖因子及径向功率分布等参数与参考结果进行了比对,并研究了无限增殖因子和有效增殖因子对相关核数... 利用cosRMC程序对AP1000三代非能动压水堆的21种典型组件模型及全堆芯模型开展了精细建模和临界计算,将计算得到的无限增殖因子、有效增殖因子及径向功率分布等参数与参考结果进行了比对,并研究了无限增殖因子和有效增殖因子对相关核数据的敏感性及其不确定度。结果表明,用cosRMC程序计算得到的各种参数准确度较高,与参考结果符合良好,验证了cosRMC程序具有精确模拟三代压水堆的临界计算能力及合理估算相关参数不确定度的能力。 展开更多

关键词 cosrmc 蒙特卡罗程序 压水堆 临界计算 敏感性分析 不确定度分析

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基于cosRMC的BNCT剂量计算功能开发

13

作者 王胜哲 姜韦 +3 位作者 杨训武 卢棚 张旭磊 梁立振 《同位素》 2026年第2期107-113,共7页

为了确保硼中子俘获治疗(boron neutron capture therapy,BNCT)治疗的有效性和安全性,精确的剂量计算和治疗计划至关重要,本研究选取国产自主化蒙特卡罗粒子输运程序cosRMC进行剂量计算,实现医学CT图像与cosRMC输入文件的自动建模转化... 为了确保硼中子俘获治疗(boron neutron capture therapy,BNCT)治疗的有效性和安全性,精确的剂量计算和治疗计划至关重要,本研究选取国产自主化蒙特卡罗粒子输运程序cosRMC进行剂量计算,实现医学CT图像与cosRMC输入文件的自动建模转化。选取公开数据集头部CT算例,经CT图像处理、cosRMC建模、中子输运计算、剂量计算等,将计算结果与OpenMC程序结果进行对比。结果表明,cosRMC和OpenMC的平均剂量误差小于3%,初步证明cosRMC可作为BNCT-TPS中剂量计算工具。 展开更多

关键词 硼中子俘获治疗 蒙特卡罗 剂量计算 cosrmc

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反应堆构件活化和剂量计算研究

14

作者 于成龙 王显涛 刘仕倡 《强激光与粒子束》 北大核心 2025年第10期162-167,共6页

放射性源项调查是反应堆退役制订方案、估算费用和进度及作好辐射防护和应急准备的重要依据。反应堆构件在中子辐照过程中由于中子活化反应会产生大量的放射性核素,其产生的衰变光子是反应堆退役过程中工作人员面临辐射剂量的主要来源... 放射性源项调查是反应堆退役制订方案、估算费用和进度及作好辐射防护和应急准备的重要依据。反应堆构件在中子辐照过程中由于中子活化反应会产生大量的放射性核素,其产生的衰变光子是反应堆退役过程中工作人员面临辐射剂量的主要来源。采用蒙特卡罗粒子输运程序(cosRMC、MCNP)和活化计算程序(DEPTH、ALARA)相结合的方法计算反应堆构件在运行一定时间后产生的放射性核素核子数密度、活度和几个主要构件的辐射剂量率。对比通过两个不同活化程序计算得到的计算结果,相对偏差在可接受范围内,表明了cosRMC的活化计算和剂量率计算功能应用于反应堆退役分析的可靠性和准确性。 展开更多

关键词 反应堆退役 cosrmc ALARA 活化计算 剂量计算

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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：2

15

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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基于严格两步法的停堆剂量率计算程序的基准分析 被引量：1

16

作者 张显 刘仕倡 +3 位作者 卢棚 张小康 全国萍 陈义学 《辐射防护》 CAS CSCD 北大核心 2023年第S01期20-24,共5页

基于蒙卡程序cosRMC的网格计数功能,开发了以严格两步法为核心的停堆剂量率计算程序,通过耦合粒子输运计算和活化分析计算,精确求解停堆剂量场。其中,采用ALARA程序开展活化分析计算,将程序应用于ITER诊断窗口计算基准题上,开展了充分... 基于蒙卡程序cosRMC的网格计数功能,开发了以严格两步法为核心的停堆剂量率计算程序,通过耦合粒子输运计算和活化分析计算,精确求解停堆剂量场。其中,采用ALARA程序开展活化分析计算,将程序应用于ITER诊断窗口计算基准题上,开展了充分的计算分析,并与其他严格两步法程序计算得到的停堆剂量率结果有较好的一致性。另外,由于聚变装置几何十分复杂,结构网格难以准确描述几何结构,往往一个网格包含多个栅元,此时网格的通量平均对停堆剂量率的精度会带来不好的影响,而非结构网格具有良好的几何适应性,因此,基于非结构网格对停堆剂量率程序作了进一步开发,并在基准题上开展计算分析,验证了程序基于非结构网格计算停堆剂量率的可靠性。 展开更多

关键词 停堆剂量率 严格两步法 cosrmc ALARA 非结构网格

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可移动式微型反应堆假设事故下辐射剂量计算

17

作者 樊锦 彭丁萍 曹博 《核科学与技术》 2024年第3期190-203,共14页

小微型反应堆具有固有安全性高、运行特性简单、长期持续供能、易于模块化和运输特性良好等特点,受到格外关注。本文采用蒙特卡罗程序cosRMC对可移动式微型反应堆HOPE (HOt Pipe cooled nuclear Energy system)运行10年后堆芯积存量进... 小微型反应堆具有固有安全性高、运行特性简单、长期持续供能、易于模块化和运输特性良好等特点,受到格外关注。本文采用蒙特卡罗程序cosRMC对可移动式微型反应堆HOPE (HOt Pipe cooled nuclear Energy system)运行10年后堆芯积存量进行了计算,参考IAEA推荐和美国NRC导则1.183规定的事故下放射性物质释放份额计算事故源项,采用美国劳伦斯利弗莫尔国家实验室(LLNL) HotSpot3.1程序进行放射性核素大气扩散模拟计算,分析了不同大气稳定度、事故释放高度、地形、逆温层高度、风速和降雨量对该反应堆事故情景下放射性物质的扩散和公众辐射剂量的影响。保守气象条件下总有效剂量(Total Effective Dose, TED)计算结果表明:HOPE运行10年后在假设事故下将会有大量放射性物质被释放到环境中,10 mSv及以上剂量被限制在2.5 km以内,烟羽通过路径内超过4 km的TED小于1 mSv,因此公众接受的剂量水平不会超过1 mSv,满足公众每年允许的剂量限制。参考小型反应堆建议的应急计划区划分标准,根据保守估计结果建议将该堆的应急计划区确定在3.22 km。研究结果为可移动式微堆的应急计划区划分和事故后果评价提供参考。 展开更多

关键词 微型反应堆 cosrmc HOTSPOT 总有效剂量

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