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加速器驱动次临界系统是一种新型核能利用装置,被认为是最有前景的核废料嬗变技术。中科院核能安全技术研究所·FDS团队在中科院启动的战略性先导科技专项的支持下,针对铅铋冷却反应堆开展全面设计与研发工作,并完成了参考堆型的概念设计,其中包括屏蔽设计。为评估该铅铋冷却反应堆参考堆型的堆本体初步屏蔽设计是否符合屏蔽设计准则与要求,本文利用高精度的蒙特卡罗方法开展了堆本体屏蔽计算分析和优化研究。本论文开展了该参考堆型的堆本体屏蔽计算分析,主要工作包括：首先,以蒙特卡罗软件FLUKA模拟得到的散裂中子源,基于该参考堆型的堆本体中子学模型,使用超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SupeMC分别计算了：堆内主要部件的中子通量密度及能谱,反应堆主容器及安全容器的最大快中子通量密度,堆坑侧面混凝土屏蔽层内表面的最大中子通量密度、光子能注量率,堆坑侧面混凝土屏蔽层外表面的最大剂量率、热中子通量密度。其次,根据堆内主要部件的中子通量密度,使用SPECTER程序得到了堆内主要部件的辐照损伤DPA。最后,基于以上计算结果,并结合反应堆屏蔽设计准则与要求,对当前屏蔽布局的合理性进行评估。同时,在相同输入条件下将SuperMC与国际通用蒙特卡罗软件MCNP的安全容器快中子通量密度进行对比,计算结果的最大偏差为0.61%,吻合良好。经评估可得,该参考堆型堆内外部件所受辐照符合设计要求,同时辐照剂量不超过职业要求的限值,可确保工作人员的辐照安全。此外,本论文根据堆坑侧面生物屏蔽层内的辐射粒子信息以及中子在不同屏蔽材料内的衰减规律,从安全性角度进行了堆坑生物屏蔽层布局的优化研究。最终,在当前屏蔽布局的基础上,本文提出了更具安全性的屏蔽思路,使得堆坑侧面生物屏蔽层外表面剂量降低至原方案的1/6,进一步保证了工作人员的辐照安全,可为工程设计提供参考。