HFETR辐照孔道内中子注量率敏感性分析

精确确定辐照孔道内样品中子注量率分布是开展辐照实验设计的基础,本文对HFETR辐照孔道中子注量率分布的重要影响因素进行了敏感性分析.结果表明,辐照孔道之间的影响随着孔道间距离的增大而减小,距离最近的孔道影响可达8％;考虑所有燃耗步求得的样品中子注量比只考虑中间燃耗步的更精确,两者偏差随着辐照注量的增加而减小,最大偏差达...     

HFETR高注量率区辐照装置研制与应用

随着在役核电厂的延寿需求和新建核电厂设计寿命的提高,对核反应堆结构材料的辐照中子注量提出了更高要求,导致材料在反应堆内的辐照时间急剧增加,研发周期增长,无法满足工程进度需求。本文结合中国高通量工程试验堆(HFETR)的特点,成功研制HFETR高注量率区的辐照装置,解决了在Φ63 mm辐照孔道中辐照装置温度控制难题,大幅度缩短材料的辐照试验周期。     

HFETR材料辐照精细中子注量率谱研究

采用蒙特卡洛程序(MCNP)模拟计算高通量工程试验堆(HFETR)典型辐照孔道内样品精细中子注量率谱,包括轴向、径向中子注量率谱及172群中子能谱,分析其特点和变化规律,同时比较辐照孔道填充不同材料时的中子能谱。结果表明:不同孔道辐照相同材料及同一孔道辐照不同材料时,所得的能谱分布趋势和特点比较一致。在高能区,中子能谱近似为于裂变中子谱分布;在慢化能区,近似为费米谱分布;而在热能区,近似为麦克斯韦谱分布。     

核刺激生长装置的研制

在鱼卵孵化发育期,用适宜的中子小剂量处理,可促进鱼胚胎孵化,提高孵化率,缩短孵化时间,对孵化后养殖的鱼有促进生长作用;在鱼性腺形成初期和家蚕适合的发育期进行处理,也有促进生长的作用。本装置内设有Am-Be中子源、辐照腔和自控系统等。中子源和有效辐照腔间距离固定,通过自控系统控制辐照中子注量。在不同胚胎发育期,用不同的中子注量进行多组试验,选出刺激生长处理的最佳发育期和最佳中子注量。在该条件下,对鲤鲶鱼、鱼卵和家蚕进行处理。已初步取得明显的增产效果。     

HFETR堆芯热中子阱研究

采用扩散和输运两种方法对高通量工程试验堆（HFETR）热中子阱进行研究。计算结果表明：水热中予阱的最佳热阱半径为6．0cm,其最大热中子注量率约是无阱时最大热中子注量率的3．1～3．7倍;铍一水热中子阱的最佳热阱半径分别为7．5cm（扩散方法）和2．5cm（输运方法）,其最大热中子注量率约是无阱时最大热中子注量率的3．2～4倍．     

核电厂压力容器材料在49-2反应堆的辐照技术研究

应用MCNP程序对堆芯建模,计算得出辐照孔道内距堆心底部高25 cm处的中子能谱,结合多箔活化法测量结果,通过SANDII程序解谱得出该位置的快中子注量率;通过相对快中子注量率测量,获得孔道内轴向快中子注量率分布,从而确定辐照时长和辐照方案,使样品辐照达到快中子(E≥1 Me V)注量~6×1019cm-2的技术指标。为完成辐照样品解体,应用ORIGEN2程序计算,获得待解体样品源项;使用MCNP程序对解体时的操作环境进行建模,计算得出不同屏蔽层厚度的γ剂量率数据;与实测结果进行对比,计算结果与实测结果符合较好,证明屏蔽设计有效。本次辐照考验完全满足技术指标。。     

50MeV／u^12C离子实验靶区中子注量率的测量

用阈探测器中子活化法测量了50MeV/u~(12)C离子实验靶区出射的热中子以及E_n分别大于6、11、20、50MeV的中子注量率。     

用固体径迹探测器验证公式φU（r）／φ^—U≈φM（r）／φ^—M

利用固体径迹探测器测量反应堆不同位置燃料元件内的中子注量率，得到反应堆燃料元件内的中子注量率分布，与对应点慢化剂内啊子注量率进行比较，对反应堆物理实验中一个近似假设公式φＵ（γ）／φ＾－Ｕ≈φＭ（γ）／φ＾－Ｍ进行了验证。给出了该公式成立的条件。     

研究试验堆的辐照能力

提出将辐照能力作为研究试验堆的一个技术指标和性能参数。辐照能力不仅可作为堆芯装置布置设计的评价指标,而且可用于堆内辐照费用的测算。与研究试验堆辐照能力有关的量包括：辐照空间体积、平均总中子注量率、堆功率和运行时间等。对于辐照能力的几种定义分别给出了表达式,并比较了它们的特点和作用。还以高通量工程试验堆为主要实例,给出了辐照能力的具体数据和应用。     

热中子参考辐射场

在中国原子能科学研究院重水反应堆热柱上建立了热中子参考辐射场。中子能谱用飞行时间法测量;中子注量率用金活化箔和２３５Ｕ 电离室两种探测器进行绝对测量,其结果分别为１．１４×１０６（１±１．２ ％ ） ｃｍ － ２·ｓ－ １和１．１５×１０６（１±２．２ ％ ） ｃｍ － ２·ｓ－ １。对束的空间分布、镉比和γ本底剂量也进行了测量。其中,镉比为１．１×１０４ （１±１０ ％ ）,γ本底剂量在４０ ｃｍ 和１００ ｃｍ 处分别为５ ｍ Ｇｙ·ｈ－ １和０．９ ｍ Ｇｙ·ｈ－ １。     

高通量工程试验堆(HFETR)材料辐照中子注量率计算方法验证

材料辐照考验是高通量工程试验堆(HFETR)的主要任务之一,辐照孔道内样品中子注量率的准确计算是进行材料辐照试验的前提。介绍了HFETR材料辐照中子注量率计算的方法,并利用P15孔道材料辐照的计算值与实测值进行对比,对比结果显示,计算值与实测值偏差为7.14%,满足材料辐照考验的预示计算要求。     

蒙特卡罗方法在中子活化在线分析系统设计中的应用

选取重水、石墨、聚乙烯等6种慢化材料，利用MCNP程序对不同的慢化材料进行模拟计算分析。计算结果表明，中子活化在线分析系统的最优化慢化材料为聚乙烯。实验测定了以聚乙烯为慢化材料的中子活化分析系统的热中子注量率随源到引出孔之间的距离以及探测器处于不同位置时的分布关系，为下一步进行中子活化在线分析研究提供了依据。     

用固体径迹探测器验证公式Φ_U（r）／_U≈Φ_M（r）／_M

利用固体径迹探测器测量反应堆不同位置燃料元件内的中子注量率，得到反应堆燃料元件内的中子注量率分布。与对应点慢化剂内中子注量率进行比较，对反应堆物理实验中一个近似假设公式ΦＵ（ｒ）／ΦＵ≈ΦＭ（ｒ）／ΦＭ进行了验证。给出了该公式成立的条件。     

用金活化法测定加速器中子源中子注量及MCNP4C修正

在四川大学720所2.5MeV静电质子加速器上,由核反应7Li(p,n)7Be,T(p,n)3He产生中子,对中国工程物理研究院研制的新型中子探测器进行效率刻度实验中,需要知道探测器位置处的中子绝对注量,为此我们测量了0.165、0.352、0.576、1.400MeV四个能点的中子注量。测量方法采用的是金活化法,在实验测量中,由靶头材料、冷却水层和样品的包层材料等引起的多次散射效应及中子在样品中的自屏蔽效应等均对实验结果产生影响。这些因素在实验中不可避免,也难以通过实验方法扣除,因此用Monte Carlo程序MCNP4C对上述效应进行了修正计算。     

SPRR-300反应堆辐照孔道中子注量率的MCNP程序计算

利用MCNP程序的重复几何结构功能,对SPRR-300的堆芯几何结构进行了简化处理,建立了该堆辐照孔道中子注量率分布计算的数学模型.计算值与实验值的比较结果表明,二者符合很好,验证了本文建立的数学模型的合理性和可行性.     

HFETR堆辐照孔道释热率测量装置研制

为解决HFETR堆中心孔道活性区相关材料释热率的测量问题,开展了释热率测量装置的研制。在研制过程中,基于量热法的基本原理,辐照孔道的结构限制和反应堆的要求,进行了测量装置结构设计、强度校核和热工分析。测量装置组装完成后,在HFETR堆G07孔道开展了测量试验,同时测得了321不锈钢、6061铝合金和Zr-4合金三种材料在HFETR堆活性区450mm和750mm处的释热率。试验结果显示:测量装置在测量过程中运行稳定可靠,满足HFETR堆安全运行要求;量热计结构小巧紧凑,可同时测量多种材料的释热率;量热计模块化设计,安装于测量装置的不同轴向位置,可同时测量辐照孔道不同轴向位置的释热率;测量结果较好地体现了释热率与堆功率、测量位置的相关性,测量结果可靠有效。     

在线中子活化分析系统关键参数的蒙特卡罗模拟

针对在线瞬发γ中子活化分析（PGNAA）系统的要求,利用MCNP程序对不同慢化材料（重水、石蜡、聚乙烯等）厚度、铅屏蔽厚度、样品厚度及大小进行模拟计算分析。计算结果表明,以厚9cm的石蜡作慢化材料,厚2cm的铅作γ屏蔽层,厚7cm、半径10cm的硫、钙和水泥类样品为最优设计方案,从而为实际设计在线PGNAA系统提供了科学依据。     

中子吸收材料累积中子注量研究

中子注量可作为加速辐照实验的辐照指标。为了通过加速辐照的方式检验中子吸收材料的中子吸收性能,计算了中子吸收材料贮存不同时间下的中子注量。通过对乏燃料组件初始富集度、燃耗深度以及乏池温度、可溶硼浓度的研究,得到中子吸收材料在乏池贮存时中子注量的包络值,同时计算得到不同贮存时间材料¹⁰B的消耗量。结果表明,材料的中子吸收性能在贮存10～60 a的情况下并无明显变化。本文结果可为检验材料的中子吸收性能提供支持。     

HT-7超导托卡马克上时间分辨中子注量率测量

本文介绍了HT 7超导托卡马克上的时间分辨中子注量率测量系统。在高参数放电状态下,计算得到中子产额在108 s-1量级,在靠近装置边上的中子注量率处于 102 cm-2 ·s-1 量级,因此,选择 BF3正比计数管作为探测器。经过多次实验,测量系统运行稳定可靠,测量得到的中子注量率和估算得到的中子注量率在误差范围内一致。     

SPRR-300反应堆大热柱内中子注量率及能谱分布

利用MCNP程序校核ANISN程序计算出的堆芯分布，进行一维空间简化的修正；同时采用延伸横向尺寸的方法近似替代无法在一维模型中建立的反射层，以进行横向中子泄漏修正。经此修正后，用一维ANISN程序计算了SPRR-300反应堆热柱内的中子注量率分布和中子能谱。热柱内镉比的程序计算值与实验测量结果基本一致，两者间的偏差在5%以内，个别位置处的偏差不大于10%。这一结果表明，对热柱内中子注量率分布及能谱等深穿透问题，采用确定论一维离散程序ANISN可获得很好的计算结果。