MCNP4C在HTR-PM设备γ射线屏蔽设计中的应用及与QAD-CGA对比研究.pdf

·212· 辐射防护 第27卷第4期 求。经整备处理的镭源仍然是可回取的，对活 3 度低于豁免水平的镭源整备后装入带水泥屏蔽 层的200薹薹蚤窑。蓁薹霎高霾馨鱼雩囊錾璧 羔 薹蚤塞霎醒雾蓁薹蓁耄垂重i塑囊荔薹奏羹蓁蓁 喜奏垂塞娶萋塞蓁薹蘩耋垂矍萎；蓁蓁茎萋蓁 ； 雾菱：蓁萋蓁蓁萋蓁一蓁耋萋薹蓁雾霪霎萋妻 翼薹蓁； 。 i 蟊翼奏萋 亳 ；蓄霉蓉=∽码{塞莲夏薹i酬萎晤!他闱鬟譬 型，给出 了蒙特卡罗方法计算程序McNP4c和点核积分方 法计算程序q皿cGA的计算剂量值，并通过对二者进行分析和对比，得知点核积分程序Q皿cGA的计 算结果较蒙特卡罗程序McNP4c的计算结果偏大。 关键词HI俳PM设备间7射线辐射屏蔽设计M1cNP4c QAnCGA l 概述【lJ 省构造几何区域的时间，而且能组成更复杂的 几何空间，适于描述和处理复杂几何空间的辐 球床模块式高温气冷堆核电站【2j(H]【：R． P 射屏蔽问题。它是各种类型反应堆辐射屏蔽设 M)，是在国家“863”计划能源技术领域重点项 目——10Mw高温气冷实验堆取得成功的基 计计算的基本程序之一。本文中用于剂量率对 础上提出来的。由于模块式高温气冷堆具有固 比计算的是QAD．CGA版本。 有安全性、发电效率高、市场适应性强等特点， 蒙特卡罗方法【3J的突出优点是比较适宜计 可广泛应用于发电、高温工艺热，特别是制氢等 算和处理复杂几何空间的粒子输运问题和粒子 领域。清华大学核能与新能源技术研究院开展 漏柬问题，并因此成为辐射屏蔽设计的基本方 了H]限一PM的标准设计工作。 法之一，十分适宜散射7射线辐射屏蔽设计。 瑚[R．PM的乏燃料中间贮存系统的主要设根据工程设计需要，美国洛斯阿拉莫斯国家实 备是10个中间贮存罐，每个贮存罐的设计贮存 验室蒙特卡罗小组开发了McNP-3B，美国橡树 量是35万个乏燃料球。乏燃料球中的裂变产 岭国家实验室开发了MO磁厄一CG等通用蒙特卡 物释放7射线。 罗程序。它们既可用于直射7射线对反应堆主 在 国内，反应堆设备屏蔽设计使用的主流 回路设备间屏蔽体的穿透计算，也可用于散射 计算程序是QAD系列程序。该系列程序是由 7射线对反应堆主回路设备间屏蔽体的穿透计 美国洛斯阿拉莫斯国家实验室和橡树岭国家实 算。本文中用于剂量率对比计算的是MCNP4C 验 版本。 室研制，先后推出的版本有q狮．P5、QAD— P：5 本 A和QAD．cG。该系列程序以点核积分技术 计算7射线在辐射屏蔽几何空间中的穿透。 同 程序方法的计算结果进行定量的对比和分 QAD—CG程序是引进了组合几何技术之后形成 析 ，为将来H]【R．PM设备屏蔽设计中的平行计 的 ，与原来的QAD系列程序相比，它不仅能节 算和校验提供基础和依据。 + 第一作者简介：付强，男，1983年出生，2005年毕业于清华大学土木工程系，获得学士学位，现为清华大学核能与新能源技术 万方数据万方数据 万方数据万方数据 万方数据万方数据 万方数据万方数据 万方数据万方数据 万方数据万方数据 万方数据万方数据 MCNP4C在HTR-PM设备γ射线屏蔽设计中的应用及与QAD-CGA对 比研究 作者： 付强， 李红， Fu Qiang， Li