夏春梅
- 作品数：5 被引量：10H指数：3
- 供职机构：上海核工程研究设计院更多>>
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- 堆芯功率分布对RPV辐照影响的分析方法研究
- 2016年
- 堆芯功率分布决定了堆芯裂变中子和γ射线源的分布,在堆本体布置确定的情况下,堆芯功率分布成为影响反应堆压力容器(RPV)辐照安全(即RPV中的快中子(E >1.0 MeV)注量率)的主要因素。本文基于CAP1400反应堆模型,结合使用二维离散纵标法程序DORT的正向输运和共轭输运方法,研究给出了一套能快速判断堆芯功率分布变化对RPV中最大快中子注量率影响的分析方法。该方法避免了以往需要进行反复输运计算的分析模式,只需进行一次正向输运和共轭输运计算、并辅以简单的数据处理过程,便可完成堆芯功率分布对RPV辐照影响的敏感性分析,从而能大大提高计算分析效率。
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- 关键词：功率分布
- CAP1000核电厂堆外探测器响应函数计算方法研究被引量：3
- 2016年
- 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。
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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：3
- 2016年
- 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。
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- 关键词：RPV快中子
- 压水堆核电厂一次屏蔽深穿透计算研究被引量：3
- 2015年
- 基于三维全堆芯PIN-BY-PIN功率分布的反应堆一次屏蔽计算是核电厂辐射屏蔽设计的重点和难点,是典型的大型复杂源项和几何深穿透屏蔽问题。针对AP1000核电厂,采用蒙特卡罗程序及离散纵标程序DORT,对一次屏蔽混凝土墙进行详细的计算分析。通过开发蒙特卡罗程序面源续算技术,有效地解决了蒙特卡罗程序深穿透难收敛问题,获得可信的统计结果。结果表明,所开发的蒙特卡罗程序面源续算技术有效地解决了大规模深穿透难收敛问题;一次屏蔽计算中,蒙特卡罗程序与DORT计算得到的快中子、中能中子及光子注量率结果吻合良好;热中子计算结果随着径向距离增加,误差逐渐累积,尤其是在一次屏蔽墙混凝土中DORT计算结果偏小。经研究分析两种方法计算结果相对偏差主要是由反应截面数据库不同导致。所采用的处理蒙特卡罗程序深穿透问题的面源续算方法以及AP1000一次屏蔽的研究结论对实际核电工程设计具有参考价值。
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- 关键词：深穿透
- MOX乏燃料衰变热计算方法研究被引量：2
- 2016年
- 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。
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- 关键词：MOX乏燃料衰变热裂变产物重核
