【摘 要】
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核反应堆压力容器（RPV）是核电厂的关键设备之一,其结构完整性决定了核电厂服役年限。核电厂采用屏蔽输运计算获得RPV快中子注量率,分析RPV损伤情况,评估RPV完整性和安全性。核电厂屏蔽问题复杂、计算难度大,且输入参数和输运计算方法中诸多不确定度因素,导致快中子注量率计算结果存在偏差,严重影响RPV完整性评估的精确性和可靠性。本文基于典型压水堆屏蔽计算方法,开展RPV快中子注量率计算和评估方法研究
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核反应堆压力容器（RPV）是核电厂的关键设备之一,其结构完整性决定了核电厂服役年限。核电厂采用屏蔽输运计算获得RPV快中子注量率,分析RPV损伤情况,评估RPV完整性和安全性。核电厂屏蔽问题复杂、计算难度大,且输入参数和输运计算方法中诸多不确定度因素,导致快中子注量率计算结果存在偏差,严重影响RPV完整性评估的精确性和可靠性。本文基于典型压水堆屏蔽计算方法,开展RPV快中子注量率计算和评估方法研究。通过获取核电厂提供的测量数据,结合输运计算所需输入参数,对测量数据进行简化或近似处理。根据处理后的数据建立核电厂模型,使用输运程序计算得到全局的快中子注量率,并分析评估模型中几何信息、材料成分和堆芯中心源等数据的不确定度对快中子注量率计算结果产生的影响。由于核电厂屏蔽计算的复杂性和误差的传递性,本文通过选取与核电厂类型相同的模拟基准题和运行核电厂,确定核电厂RPV快中子注量率计算求解方案,并对比分析程序计算结果与实际测量值的误差,得出核电厂输运计算过程中的不确定度。最终采用均方根的形式结合输入参数和输运过程中的不确定度,得出用于评估核电厂RPV快中子注量率计算结果精度的总不确定度。本文以H.B.Robinson-2反应堆为例,进行了详细的压水堆RPV快中子注量率计算,结合NUREG/CR-6115基准题、PCA模拟实验基准题以及H.B.Robinson-2反应堆第九循环期间辐照监督管和空腔剂量计的测量值,评估了输运程序计算得到的快中子注量率。评估结果表明,该方法可精确评价各部分产生的不确定度,H.B.Robinson-2反应堆RPV快中子注量率不确定度约为±11%,满足工程应用需求。快中子注量率的评估可以保障RPV完整性评估和快中子注量率计算时的精确性和可靠性,具有一定的经济价值。
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