收藏本站
《中山大学》 2018年
收藏 | 手机打开
二维码
手机客户端打开本文

基于TRIPOLI-4蒙特卡罗程序的压水堆一回路表面γ辐射评价

梁梓琦  
【摘要】:为了推进世界范围内第三代压水堆技术的普及和弥补针对此类反应堆的蒙特卡罗模拟的经验的不足,此工作主要对第三代压水堆一回路的γ辐射进行蒙特卡罗模拟。向美国NRC申请了设计认证的三种压水堆AP1000、EPR和APWR被列为参考对象。我们依次进行了一回路γ射线的来源和分布的分析、一回路主要部件(反应堆压力容器、蒸汽发生器和主管道)的建模和相关的蒙特卡罗模拟,来对此类反应堆在功率运行时一回路表面的γ辐射进行计算和评价。我们使用了TRIPOLI-4程序来完成主要的蒙特卡罗模拟工作。根据其他研究者的结果,氮-16是压水堆一回路主要的γ射线来源,约占全部的94%以上,因此我们主要探究一回路氮-16造成的辐射。此工作分析了氮-16的产生过程,推导了相关的计算公式,并依次计算了氧-16的(n,p)反应强度、氮-16的比活度分布和氮-16对反应堆一回路主要部件外表面的γ通量密度和环境有效剂量率的单位响应。根据计算结果,在AP1000、EPR和APWR三种堆型的一回路表面上,压力容器与热管段连接处的γ辐射量最大,通量密度和γ有效剂量率分别为1.09×10~7γ.cm~(-2).s~(-1)–319 mSv/h、1.93×10~7γ.cm~(-2).s~(-1)–569 mSv/h和1.31×10~7γ.cm~(-2).s~(-1)–386 mSv/h,其中93–99.9%的贡献来源于主管道,而不是压力容器。三种堆型的单位热功率γ有效剂量率分别为96μSv/h/MWth、111μSv/h/MWth和71μSv/h/MWth,然而根据相关研究者对典型第二代压水堆的测量统计,第二代压水堆的该项数值大约为100–125μSv/h/MWth,可见第三代压水堆一回路自身的辐射屏蔽性能没有显著提高。对此,我们给出的建议是,第三代压水堆反应堆厂房的辐射防护设计需要加强,以达到相关的第三代安全性能标准。此工作展示了利用TRIPOLI-4蒙特卡罗程序进行建模、放射性核素的中子活化反应模拟、光子屏蔽模拟的完整过程。第2章对TRIPOLI-4的应用进行了介绍,主要包括TRIPOLI-4基本功能模块的使用和最佳套用方案的讨论,以及高级功能模块(均匀化模块、减方差模块和格林函数模块)的应用策略和效果。此外,此工作还利用数学理论分析了多种不同的建模方法和计算方法对结果的影响;利用简单的弹塑性-断裂力学理论弥补了部分主管道管壁厚度、蒸汽发生器下壳体厚度数据的缺失;利用蒙特卡罗法对如密度、温度、富集度等参数的敏感度进行了对比;利用蒙特卡罗法对各部件的轫致辐射和电子对湮灭的贡献进行了计算和评价。我们分别形成了多组归一化到单位放射源强的模拟数据,可为后续研究提供参考。结果还反映出,轫致辐射和电子对湮灭是光子屏蔽计算中十分重要的部分。比起不考虑这些作用,在理想情况下,这些作用最大能让光子通量增加约20.83%;在本课题中,轫致辐射和电子对湮灭对光子通量的增殖不超过18%,对γ有效剂量率的增殖不超过8%。
【学位授予单位】:中山大学
【学位级别】:硕士
【学位授予年份】:2018
【分类号】:TL421.1

手机知网App
【参考文献】
中国期刊全文数据库 前1条
1 李承亮;张明乾;;压水堆核电站反应堆压力容器材料概述[J];材料导报;2008年09期
【共引文献】
中国期刊全文数据库 前10条
1 高亮;陈飞;隋大山;冯国卫;;SA508-3钢铸态粗晶组织热压缩变形行为与晶粒演化规律[J];塑性工程学报;2015年06期
2 余美芳;罗震;赵玉津;;中国的A508-3钢力学性能评估[J];核动力工程;2015年05期
3 肖茜;吕战鹏;陈俊劼;夏小峰;周邦新;;三价铁离子对低合金钢在硼酸溶液中腐蚀的影响[J];腐蚀与防护;2015年09期
4 李景丹;刘建生;何文武;段兴旺;;核电用SA508-3CL钢的热成形行为及加工图[J];塑性工程学报;2015年04期
5 丛高伟;张忠海;;几种压水堆反应堆压力容器结构的比较与研究[J];科技创新与应用;2015年20期
6 周飞;李家驹;;核反应堆容器用SA508Gr.3钢热处理[J];一重技术;2015年03期
7 石倩;梁莉;苏嘉赓;于溯源;;反应堆压力容器专利技术分析[J];原子能科学技术;2015年S1期
8 肖茜;吕战鹏;陈俊劼;夏小峰;周邦新;;A508Ⅲ低合金钢在不同浓度硼酸溶液中的腐蚀与电化学行为[J];腐蚀与防护;2015年03期
9 林良生;刘立;邹平国;陈红;;基于熵权的TOPSIS核一级锻件质量评价方法的探究[J];中国电力;2015年01期
10 王鹏;;确定压力容器安全系数原则[J];价值工程;2014年15期
【二级参考文献】
中国期刊全文数据库 前10条
1 江泽民;;对中国能源问题的思考[J];上海交通大学学报;2008年03期
2 陈红宇;杜军毅;邓林涛;宋青坪;;核反应堆压力容器锻件用SA508系列钢的比较和分析[J];大型铸锻件;2008年01期
3 杨宇;;反应堆压力容器老化敏感性分析方法[J];核动力工程;2007年05期
4 凌进;韩兆隆;李爱平;席玉明;李永良;;反应堆压力容器模拟锻件用SA508-3CL钢性能研究[J];金属热处理;2006年09期
5 胡晓琦,辛宇;核压力容器中含镍材料对辐射防护的影响[J];一重技术;2005年02期
6 贺寅彪,曲家棣,窦一康;反应堆压力容器承压热冲击分析[J];压力容器;2004年10期
7 万里航,刘鹏,陶余春;大亚湾核电站2号机组反应堆压力容器老化现状的初步分析[J];核动力工程;2004年03期
8 邰江,崔岚,张庄,史巨元;核压力容器钢和焊缝的力学性能研究[J];钢铁;2003年09期
9 张敬才;在役反应堆压力容器延寿探讨[J];核动力工程;2003年04期
10 郑隆滨,陈家伦,龚正春,胡本芙,党紫久,王忠谦,张波;核电设备用SA508-3钢的研究[J];锅炉制造;1999年03期
【相似文献】
中国期刊全文数据库 前10条
1 钟巍华;佟振峰;王成龙;鱼滨涛;刘健;王瀚霄;郑全;宁广胜;杨文;;国产核电关键部件材料在AP1000一回路水环境的疲劳模型研究[J];中国原子能科学研究院年报;2016年00期
2 任英,杨玉恺,吴全峰;CARR一回路冷却剂pH控制研究[J];中国原子能科学研究院年报;2000年00期
3 杨广利,刘正心,龚德荫;连续监测反应堆一回路冷却剂向二回路泄漏的一种新方法[J];中国核科技报告;1988年S2期
4 夏生兰 ,顾世雄;压水堆—回路水质标准的腐蚀依据[J];核动力工程;1988年02期
5 许咏丽;联邦德国钠冷快堆及其研究工作一瞥[J];原子能科学技术;1988年02期
6 刘云娇;;瑞士评价三种地区供热堆概念[J];国外核新闻;1989年03期
7 ;俄罗斯BN-350快堆一回路疏钠作业完成[J];国外核新闻;2003年12期
8 常建;蔡杰进;董梦锦;唐智洪;;基于动态差分法的压水堆一回路放射性核素浓度分析[J];原子能科学技术;2017年07期
9 王瑜;艾强发;;一回路温度采样精度偏差的研究[J];工程建设与设计;2017年14期
10 李旺;;一回路排水过程中水位计指示偏差原因分析[J];科技经济导刊;2017年30期
中国重要会议论文全文数据库 前10条
1 王枵天;;核电站一回路中应用的阀门和驱动装置[A];2011年首届阀门技术研讨会资料汇编[C];2011年
2 周惠忠;刁兴中;;高温气冷堆一回路摩擦副的要求和处理[A];第六届全国表面工程学术会议论文集[C];2006年
3 陈耀玲;周建华;马刚;;一回路泄漏率在线实时计算[A];广东省电机工程学会2003-2004年度优秀论文集[C];2005年
4 林清湖;徐天凤;;核电厂一回路水化学在线自动监测系统设计[A];2015年中国机械工程学会设备与维修工程分会学术年会论文集[C];2015年
5 张军;;一回路水压试验方案及技术分析[A];2015年中国机械工程学会设备与维修工程分会学术年会论文集[C];2015年
6 黄秀宽;杨彤;宁波;;某反应堆一回路法兰密封失效原因分析及改进[A];2017年第七届全国地方机械工程学会学术年会暨海峡两岸机械科技学术论坛论文集[C];2017年
7 袁灿;蔡琦;刘钢;严祥伟;陈玉清;;基于神经网络的核动力一回路专家系统故障诊断[A];北京核学会第十届(2014年)核应用技术学术交流会论文集[C];2014年
8 陈志鹏;于溯源;;高温气冷堆一回路管道内石墨粉尘沉积模型分析[A];第六届海峡两岸超微颗粒学术研讨会论文集[C];2009年
9 房超;曹建主;董玉杰;;HTR-10一回路放射性核素在石墨上的吸附及其微观机理研究[A];第八届(2012年)北京核学会核应用技术学术交流会论文集[C];2012年
10 张蕾;黄挺;崔成鑫;陈炼;;AP1000核电站严重事故下一回路卸压时机敏感性分析[A];第十四届全国反应堆热工流体学术会议暨中核核反应堆热工水力技术重点实验室2015年度学术年会论文集[C];2015年
中国重要报纸全文数据库 前2条
1 本报记者 谢文川;首台AP1000机组初长成[N];中国电力报;2016年
2 若瑜;同是服务窗口 为何差别很大[N];经济日报;2014年
中国博士学位论文全文数据库 前3条
1 李永玲;压水堆核电机组一回路系统建模与智能参数优化研究[D];华北电力大学;2014年
2 赵鹏程;小型自然循环铅冷快堆SNCLFR-100一回路主冷却系统热工安全分析[D];中国科学技术大学;2017年
3 彭超;球床型氟盐冷却高温堆正常运行工况下放射性源项的初步分析[D];中国科学院研究生院(上海应用物理研究所);2016年
中国硕士学位论文全文数据库 前10条
1 梁梓琦;基于TRIPOLI-4蒙特卡罗程序的压水堆一回路表面γ辐射评价[D];中山大学;2018年
2 崔满满;钠冷快堆一回路主冷却系统仿真研究[D];哈尔滨工程大学;2012年
3 张玮婷;基于RELAP5的某三代核电机组一回路主系统建模与事故模拟[D];东华理工大学;2016年
4 傅鹏轩;大亚湾、岭澳核电站一回路辐射源项调查及控制技术的研究[D];上海交通大学;2009年
5 姜苏青;注锌对压水堆核电站一回路结构材料腐蚀行为影响的研究[D];上海交通大学;2011年
6 刘新福;压水堆一回路水化学对燃料包壳完整性的影响[D];上海交通大学;2007年
7 陈晖;带射流装置小型压水堆一回路系统工况转换流场特性研究[D];南华大学;2017年
8 王元;一回路压力安全系统简约化控制研究[D];哈尔滨工程大学;2010年
9 王耀宇;振动载荷对核电一回路含缺陷管道力学参量的影响分析[D];西安科技大学;2017年
10 蔡志云;基于Ovation的核电站一回路控制系统研究[D];哈尔滨工程大学;2011年
中国知网广告投放
 快捷付款方式  订购知网充值卡  订购热线  帮助中心
  • 400-819-9993
  • 010-62791813
  • 010-62985026