CN110502813A - 一种基于辐射源离散化的核动力船舶堆舱混合辐射场计算方法 - Google Patents

一种基于辐射源离散化的核动力船舶堆舱混合辐射场计算方法 Download PDF

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Abstract

一种基于辐射源离散化的核动力船舶堆舱混合辐射场计算方法，包括如下步骤：对圆柱面辐射源、圆形面辐射源、圆环面辐射源的位置及位置权重、强度权重等分别进行离散化，并分布建立离散化的辐射源模型；对堆舱内主要大型设备进行抽象简化和物理属性的赋值，完成堆舱内主要设备的建模；对主冷却剂管道进行抽象、简化和物理属性的赋值，完成冷却剂和冷却剂管壁的建模；在堆舱内壁在堆舱内壁按堆舱屏蔽支撑结构尺度布列探测器，完成探测器的布列和建模；本发明进行基于离散化的一次屏蔽外表面源进行屏蔽模型的蒙特卡洛计算，对计算结果进行分析；具有较高的计算精度，为确定堆舱屏蔽方案、进行堆舱辐射屏蔽设计提供依据。

Description

一种基于辐射源离散化的核动力船舶堆舱混合辐射场计算 方法
技术领域
本发明涉及一种属于船舶核动力辐射防护技术领域，具体涉及一种根 据反应堆一次屏蔽外表面辐射源、堆舱内主设备和管道布置进行的一次屏 蔽外表面源离散化及核动力船舶堆舱内中子及γ混合辐射场计算方法。
背景技术
为确保水面核动力船舶人员的生命健康及辐射安全、保证人员工作场所 的辐射环境处于合理可行尽量低的水平，需进行核动力辐射屏蔽的设计、 试验和验证。辐射屏蔽主要由一次屏蔽、堆舱屏蔽等组成，在船舶总体允 许的重量、空间条件下进行组合式屏蔽设计与计算，实现与船总体匹配的 最优化辐射防护目标。堆舱屏蔽重量大，占总屏蔽重量的约80％，是决定屏 蔽重量的主要因素。在进行堆舱屏蔽设计，需根根一次屏蔽外辐射源开展 中子及γ辐射场进行屏蔽计算及设计。中子及γ混合辐射场强度及分布计 算是辐射屏蔽设计的关键技术之一。
由于一次屏蔽外表面辐射源分布复杂，且能量、强度及方向的不连续 性，反应堆及一次屏蔽设计部门通常给出的一次屏蔽表面源通常为典型位 置的辐射源信息，而无法提供完整的面源表达式。因此，在进行堆舱内辐 射场计算时需对一次屏蔽外表面辐射源进行离散化，建立一次屏蔽外表面 辐射源模型，开展中子及γ混合辐射场强度及分布计算。此外，堆舱内辐 射场计算需要将设备阴影体、探测器等进行抽象，建立几何模型和物理参数模型。
用于辐射屏蔽设计与计算的方法包括点核积分法、离散纵标法和蒙特 卡洛方法等，其中以蒙特卡洛方法最为准确。但蒙特卡洛方法通常不能直 接用来解决工程问题，必须针对具体问题建立适当的规则进行建模和计算 分析。尤其在核动力船舶堆舱辐射屏蔽的设计计算问题中，辐射源与几何 体构型复杂，尺寸庞大，需要针对特定的问题进行合理的抽象与简化，完 成模型构建和计算策略的制定，并最终实现堆舱辐射屏蔽的蒙特卡洛计算。
发明内容
针对上述问题，本发明的目的在于：针对反应堆一次屏蔽外表面辐射 源、堆舱内主设备和管道布置进行的一次屏蔽外表面源离散化及屏蔽计算 方法，以获得堆舱内的中子及γ混合辐射场分布，实现堆舱辐射屏蔽的蒙 特卡洛计算，为确定堆舱屏蔽方案、进行堆舱辐射屏蔽设计提供依据。
一种基于辐射源离散化的核动力船舶堆舱混合辐射场计算方法，包括 如下步骤：
步骤一:根据一次屏蔽外表面辐射源，对圆柱面辐射源、圆形面辐射源、 圆环面辐射源的位置及位置权重、强度权重分别进行离散化，并分布建立 离散化的辐射源模型；
步骤二:根据堆舱内主要设备、几何及材料组成，对堆舱内主要大型 设备进行抽象简化，对设备的尺寸、材料核素组成、密度物理属性赋值， 完成堆舱内主要设备的建模；
步骤三:根据堆舱内主冷却剂管道的布置形式，对主冷却剂管道进行抽 象、简化和物理属性的赋值，完成冷却剂和冷却剂管壁的建模；
步骤四:按堆舱屏蔽支撑结构尺寸布列探测器，完成堆舱内壁探测器的 布列和建模；
步骤五:进行基于离散化的一次屏蔽外表面源进行屏蔽模型的蒙特卡 洛计算，对计算结果进行分析。
进一步的，所述步骤一的离散化过程中需满足以下规则：
(1)离散化的辐射源应能表征面源的位置分布、强度等信息；
(2)尺度约为10m×10m的面源按面积为△A的面离散化成位置为
(x0,y0,z0)的点源，△A的边长尺度为100mm～500mm；
进一步的，所述步骤二中堆舱内主要设备的建模，对主设备按如下规 则进行简化处理：
(1)设备外形均按圆柱、球、圆台、圆环形状进行规则化简化处理， 均合理近似为外壳体或内部汽相空间或内部液相空间；
(2)对复杂设备进行全部或局部的均匀化处理，这适用于大尺度的γ 射线屏蔽计算；
(3)对主冷却剂管道和主冷却剂进行建模，主要包括：主冷却剂管道 以及主冷却剂建模，其中弯管部分可按分段直管简化处理。
进一步的，对于简化处理得到的圆面和圆环面，离散等份数随径向半 径依次增加，径向的圆环按下式的离散数量进行离散：
径向等份：
式中：Rn，为第n个半径，单位：cm；
n,为圆环的编号，无量纲；
△A，为离散的面积，单位：cm2；
Ni，为第i个圆环等份的数量，无量纲；
圆面和圆环实际半径为Rmax，如在等份时Rn＞Rmax或Rn＜Rmax，则需根据 实际情况对面积权重进行调整周向的离散角度为：
本发明的有益效果和特点是：
(1)能较好的量化评价反应堆舱内主要设备阴影屏蔽体对一次屏蔽外 表面辐射源屏蔽效果，获得反应堆舱内的中子及γ注量率强度分布，具有 较高的计算精度；
(2)为确定反应堆舱辐射屏蔽方案、明确堆舱内辐射环境条件，研究 反应堆舱屏蔽重量及核动力系统总体布置提供参考依据，可用于水面核动 力船舶的堆舱辐射屏蔽设计。
附图说明
图1是本发明较佳实施例的典型反应堆一次屏蔽外表面辐射离散位置 图；其中表1是本发明较佳实施例的辐射源离散化格式表。
图2是本发明较佳实施例堆舱前内壁辐射场归一化相对强度计算结果 图。
具体实施方式
下面结合附图对本发明进行进一步说明：
一种基于辐射源离散化的核动力船舶堆舱混合辐射场计算方法，包括 如下步骤：
步骤一:根据一次屏蔽外表面辐射源，对圆柱面辐射源、圆形面辐射源、 圆环面辐射源的位置及位置权重、强度权重等分别进行离散化，并分布建 立离散化的辐射源模型；本步骤的离散化过程中需满足以下规则：
(1)离散化的辐射源应能表征面源的位置分布、强度等信息；
(2)尺度约为10m×10m的面源按面积为△A的面离散化成位置为
(x0,y0,z0)的点源，△A的边长尺度为100mm～500mm；
步骤二:根据堆舱内主要设备、几何及材料组成等，对堆舱内主要大 型设备进行抽象简化，对设备的尺寸、材料核素组成、密度物理属性赋值， 完成堆舱内主要设备的建模；本步骤中堆舱内主要设备的建模，对主设备 按如下规则进行简化：
(1)设备外形均按圆柱、球、圆台、圆环形状进行规则化简化处理， 均合理近似为外壳体或内部汽相空间或内部液相空间；
(2)对复杂设备进行均匀材料近似，这适用于大尺度的γ射线屏蔽计 算。
(3)对主冷却剂管道和主冷却剂进行建模，主要包括：主冷却剂管道 以及主冷却剂，弯管按照直管简化处理。
步骤三:根据堆舱内主冷却剂管道的布置形式，对主冷却剂管道进行抽 象、简化和物理属性的赋值，完成冷却剂和冷却剂管壁的建模；
步骤四:按堆舱屏蔽支撑结构尺寸布列探测器，完成堆舱内壁探测器 的布列和建模；
步骤五:进行基于离散化的一次屏蔽外表面源进行屏蔽模型的蒙特卡 洛计算，对计算结果进行分析。
具体计算实例：
一次屏蔽外表面辐射源包括圆柱面辐射源、圆形面辐射源、圆环面辐 射源等，一次屏蔽外表面面积按△A＝2500cm2进行离散处理；位置权重WP根 据离散面积的大小确定，所在位置辐射源的强度权重WM按一次屏蔽设计单 位提供的强度分布或按分布函数确定，离散源权重W＝WP×WM。
根据上述辐射源离散的位置、权重等信息建立离散化的辐射源模型。 对一次屏蔽外表面辐射源，以面源面积△A＝2500cm2≈～50cm×～50cm为例 进行离散。
对于圆面和圆环面，离散等份数随径向半径依次增加。径向的圆环按 下式的离散数量进行离散：
径向等份：
圆面和圆环实际半径为Rmax，如在等份时Rn＞Rmax或Rn＜Rmax，则需根据 实际情况对面积权重进行调整周向的离散角度为：
对于高度为H，半径为R的圆柱面，离散等份为其中50为上述的面源的离散尺度尺寸，单位为cm。周向的角度离散可离 散为高度方向可离散为则面积权重为：
式中：H，为圆柱面的高度，单位：cm；
R,为圆柱面的半径，单位：cm；
△A，为离散的面积，单位：cm2。
对顶部圆面源、上部圆柱面源、上部圆环面源、中部圆柱面源、下部圆 环面源、下部圆柱面源分别进行离散，并获取离散后的权重值，离散化后 辐射源表面格式如图1中的表1，源离散化后的效果图见图1。
以堆舱前内壁为例，按50cm×50cm探测尺度设置探测点，并按照蒙特 卡洛方法建模规则建立相应的模型进行计算，得到堆舱屏蔽体外各测点的 归一化中子及伽马γ强度分布，各探测点获取的归一化相对γ强度在不同高 度方向的堆舱内壁横向分布见图2。
以上显示和描述了本发明的基本原理和主要特征及本发明的优点。本 行业的技术人员应该了解，本发明不受上述实施例的限制，上述实施例和 说明书中描述的只是说明本发明的结构关系及原理，在不脱离本发明精神 和范围的前提下，本发明还会有各种变化和改进，这些变化和改进都落入 要求保护的本发明范围内。本发明要求保护范围由所附的权利要求书及其 等效物界定。

Claims (4)

1.一种基于辐射源离散化的核动力船舶堆舱混合辐射场计算方法，其特征在于包括如下步骤：
步骤一:根据一次屏蔽外表面辐射源，对圆柱面辐射源、圆形面辐射源、圆环面辐射源的位置及位置权重、强度权重分别进行离散化，并分布建立离散化的辐射源模型；
步骤二:根据堆舱内主要设备、几何及材料组成，对堆舱内主要大型设备进行抽象简化，对设备的尺寸、材料核素组成、密度物理属性赋值，完成堆舱内主要设备的建模；
步骤三:根据堆舱内主冷却剂管道的布置形式，对主冷却剂管道进行抽象、简化和物理属性的赋值，完成冷却剂和冷却剂管壁的建模；
步骤四:按堆舱屏蔽支撑结构尺寸布列探测器，完成堆舱内壁探测器的布列和建模；
步骤五:进行基于离散化的一次屏蔽外表面源进行屏蔽模型的蒙特卡洛计算，对计算结果进行分析。
2.根据权利要求1所述的基于辐射源离散化的核动力船舶堆舱混合辐射场计算方法，其特征在于：所述步骤一的离散化过程中需满足以下规则：
(1)离散化的辐射源应能表征面源的位置分布、强度等信息；
(2)尺度为10m×10m的面源按面积为△A的面离散化成位置为(x0,y0,z0)的点源，其中△A的边长尺度为100mm～500mm。
3.根据权利要求1所述的基于辐射源离散化的核动力船舶堆舱混合辐射场计算方法，其特征在于：所述步骤二中堆舱内主要设备的建模，对主设备按如下规则进行简化处理：
(1)设备外形均按圆柱、球、圆台、圆环形状进行规则化简化处理，均合理近似为外壳体或内部汽相空间或内部液相空间；
(2)对复杂设备进行全部或局部的均匀化处理，这适用于大尺度的γ射线屏蔽计算。
(3)对主冷却剂管道和主冷却剂进行建模，主要包括：主冷却剂管道以及主冷却剂建模，其中弯管部分可按分段直管简化处理。
4.根据权利要求3所述的基于辐射源离散化的核动力船舶堆舱混合辐射场计算方法，其特征在于：对于简化处理得到的圆面和圆环面，离散等份数随径向半径依次增加，径向的圆环按下式的离散数量进行离散：
式中：Rn，为第n个半径，单位：cm；
n,为圆环的编号，无量纲；
△A，为离散的面积，单位：cm2；
Ni，为第i个圆环等份的数量，无量纲；
圆面和圆环实际半径为Rmax，如在等份时Rn＞Rmax或Rn＜Rmax，则需根据实际情况对面积权重进行调整
周向的离散角度为：
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