加速器驅(qū)動次臨界系統(tǒng)是一種新型核能利用裝置,被認(rèn)為是最有前景的核廢料嬗變技術(shù)。中科院核能安全技術(shù)研究所·FDS團(tuán)隊在中科院啟動的戰(zhàn)略性先導(dǎo)科技專項的支持下,針對鉛鉍冷卻反應(yīng)堆開展全面設(shè)計與研發(fā)工作,并完成了參考堆型的概念設(shè)計,其中包括屏蔽設(shè)計。為評估該鉛鉍冷卻反應(yīng)堆參考堆型的堆本體初步屏蔽設(shè)計是否符合屏蔽設(shè)計準(zhǔn)則與要求,本文利用高精度的蒙特卡羅方法開展了堆本體屏蔽計算分析和優(yōu)化研究。本論文開展了該參考堆型的堆本體屏蔽計算分析,主要工作包括：首先,以蒙特卡羅軟件FLUKA模擬得到的散裂中子源,基于該參考堆型的堆本體中子學(xué)模型,使用超級蒙特卡羅核計算仿真軟件系統(tǒng)SupeMC分別計算了：堆內(nèi)主要部件的中子通量密度及能譜,反應(yīng)堆主容器及安全容器的最大快中子通量密度,堆坑側(cè)面混凝土屏蔽層內(nèi)表面的最大中子通量密度、光子能注量率,堆坑側(cè)面混凝土屏蔽層外表面的最大劑量率、熱中子通量密度。其次,根據(jù)堆內(nèi)主要部件的中子通量密度,使用SPECTER程序得到了堆內(nèi)主要部件的輻照損傷DPA。最后,基于以上計算結(jié)果,并結(jié)合反應(yīng)堆屏蔽設(shè)計準(zhǔn)則與要求,對當(dāng)前屏蔽布局的合理性進(jìn)行評估。同時,在相同輸入條件下將Super... 

【文章來源】：中國科學(xué)技術(shù)大學(xué)安徽省 211工程院校 985工程院校

【文章頁數(shù)】：66 頁

【學(xué)位級別】：碩士

【部分圖文】：

鉛秘冷卻反應(yīng)堆某參考堆型的三維方案設(shè)計圖

第一章引言]模擬輸運，該反應(yīng)堆設(shè)計過程中，輸運計算首先利用XSDRNP[28]的199群中子和42群光子的群狀截面數(shù)據(jù)庫得到出一個固X高能模型（能量下限為20MeV)中描述為源項，接著配VI[29]的標(biāo)準(zhǔn)數(shù)據(jù)庫來進(jìn)行模特卡羅模擬輸運計算。圖1.3的堆本體屏蔽計算分析模型。

水箱"?——一 二 H Imm i 3 3【 1??次臨界取芯- -+ ‘““ 7 H 一? IhhI5■池--'mbb - _ _1 ！ ..[ iflmi？'"?>? ~4?< -an B ?M Ct* lAf圖1.3 MYRRHA 二維MCNPX計算分析模型此夕卜，美國阿貢國家實驗室（Argonne National Laboratory)與烏克蘭合的KIPT_&是一個ADS裝置。其原理和上述ADS裝置不同：由高功率速器（能量為100兆電子伏、平均流強為1毫安）來打祀（天然鈾材料）能光子從而驅(qū)動次臨界堆的運行。該設(shè)施建成后將應(yīng)用于基礎(chǔ)研究、應(yīng)用研究和生產(chǎn)醫(yī)用同位素等來支持烏克蘭的核工業(yè)。如圖1.4所示，KIPT屏蔽計算中釆用簡化模型，該模型包含電子束流管道、IE.鈹反射層（60c箱以及生物屏蔽層，屏蔽計算分析則直接采用MCNPX。

【參考文獻(xiàn)】：
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