压水堆退役源项估算与三维辐射场可视化的耦合

发布时间：2020-04-08 18:27

【摘要】：随着核能的开发和利用,从军用到民用,发展迅速,以核电为例,目前世界上有442座核电机组正在运行,在建核电机组66座,其中在运核电机组电量占世界总电量16%以上。在核能大规模利用之际,核工业中一大批早期的核设施,包括军工核设施、研究堆和核电试验堆、示范堆,已达到设计寿期,正在进行着退役或完成了退役。据IAEA估计,全世界约有2800座核设施需要在未来的几十年中退役。采用虚拟现实仿真技术,利用3D-CAD、辐射几何学和可视化技术结合,对制定的核设施退役方案进行模拟,研究退役设备是否相容,能否实现总体性能目标;研究退役设备是否符合安全性与可靠性要求;研究退役设备的检修和维护,使得早期发现问题和解决问题,减少事故。采用虚拟现实仿真技术,研究核设施退役过程已经是一种不可避免的趋势。经过近几十年的发展,国外在经历了核设施退役实践及研究工作的基础上,形成了一套源项估算分析方法,通过大量的核设施实践活动得到验证,并研发了一系列源项估算分析程序与可视化系统。目前,我国还缺乏反应堆退役的实践成功范例及相应的配套退役源项估算分析程序及其源项可视化系统。本文以我国秦山一期核电厂为例,依据核反应堆实际情况,利用蒙特卡罗程序建立了细化到燃料棒结构的全堆芯pin-by-pin模型进行中子输运计算;基于堆本体结构部件的几何参数、材料参数及堆本体中子注量率分布,在假定功率运行史的情况下,利用燃耗计算程序计算了反应堆停堆后的中子活化产物作为堆本体退役源项的估算结果,并对源项产生的三维辐射场剂量分布情况进行了可视化建模与分析。同时,对一回路主系统厂房进行三维辐射场可视化,在一次性拆除系统设备的前提下,可视化了厂房中的三维辐射场的变化情况。本研究是下一步建立我国秦山核电厂退役技术安全验证和虚拟仿真平台的关键性基础工作。
【学位授予单位】：南华大学
【学位级别】：硕士
【学位授予年份】：2016
【分类号】：TL943

【参考文献】

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本文编号：2619683