SPRR-300反應(yīng)堆中子注量率分布研究.pdf

1、本文針對(duì)SPRR-300反應(yīng)堆在歷史上缺乏計(jì)算數(shù)據(jù)的狀況，結(jié)合現(xiàn)有的計(jì)算程序的優(yōu)缺點(diǎn)，把ANISN和MCNP兩種計(jì)算程序有機(jī)的結(jié)合起來，計(jì)算了反應(yīng)堆堆芯、熱柱以及混凝土屏蔽體內(nèi)的中子注量率分布，為反應(yīng)堆放射性防護(hù)，反應(yīng)堆作為中子源場(chǎng)的應(yīng)用和反應(yīng)堆退役時(shí)放射源處理提供了科學(xué)的依據(jù)。 反應(yīng)堆堆芯幾何結(jié)構(gòu)比較復(fù)雜，本文利用MCNP程序的重復(fù)結(jié)構(gòu)功能構(gòu)建了SPRR-300反應(yīng)堆堆芯的計(jì)算模型。除了真實(shí)的反映了堆芯的空間幾何結(jié)構(gòu)之外，還合

2、理的簡(jiǎn)化了堆芯外圍的水反射層。此外，燃料和慢化劑水的溫度效應(yīng)對(duì)中子與靶原子作用的影響也作了充分的考慮。按照上述模型計(jì)算了整個(gè)堆芯的中子注量率分布情況，計(jì)算結(jié)果與活化法測(cè)量結(jié)果相互吻合，不僅說明所建計(jì)算模型的合理性，而且也驗(yàn)證了實(shí)驗(yàn)結(jié)果是可信的。同時(shí)為今后堆芯內(nèi)輻照樣品以及對(duì)反應(yīng)堆本身的研究提供了準(zhǔn)確、可信的技術(shù)數(shù)據(jù)。 對(duì)于反應(yīng)堆外圍組件的計(jì)算，因?yàn)樗且粋€(gè)深穿透計(jì)算問題，所以采用MCNP程序進(jìn)行計(jì)算不太適合；而采用ANISN程序

3、計(jì)算時(shí)，對(duì)于反應(yīng)堆堆芯這個(gè)中子源的均勻化處理又會(huì)帶來很大的計(jì)算誤差，所以單獨(dú)采用任何一種程序進(jìn)行計(jì)算都不合適，總會(huì)存在相當(dāng)大的計(jì)算誤差。但是，如果我們把兩者結(jié)合起來，采用MCNP程序處理反應(yīng)堆堆芯，并且把其計(jì)算結(jié)果作為ANISN程序計(jì)算熱柱或者混凝土屏蔽體的外中子源，這樣就可以同時(shí)解決了堆芯均勻化和深穿透這兩個(gè)計(jì)算難點(diǎn)了。計(jì)算結(jié)果與實(shí)驗(yàn)測(cè)量結(jié)果的比較分析可以證明這種計(jì)算方法是合理的，能夠獲得十分準(zhǔn)確的結(jié)果。這也為以后屏蔽計(jì)算建立了一套新