The δ′/δ phase transition in hafnium hydride and deuteride

Bulk samples of hafnium (Hf) hydride and deuteride were prepared and the thermal properties, heat capacity (C_P) and thermal conductivity (κ) were measured. In the C_P–temperature curves for both samples, typical lambda-type peaks were observed at around 350 K, which was due to the second-order phase transition from the δ′-phase to the δ-phase. In Hf hydride, it is considered that the δ′-phase and the δ-phase consist of regularly arranged and randomly arranged hydrogen atoms, respectively. Therefore, it can be said that the δ′/δ phase transition observed in both Hf hydride and deuteride is an order–disorder phase transition. The values of κ as well as C_P changed significantly at around the phase transition temperature.     

Thermal Conductivity of Hafnium Hydride

We prepared fine bulk samples of Hf hydrides with various hydrogen contents, viz., the H/Hf ranges from 1.62 to 1.72. It was confirmed that all the Hf hydrides prepared in the present study exhibited a cubic delta phase with the fluorite-type structure. In the temperature range from room temperature to around 650 K, we measured the heat capacity and thermal diffusivity of the samples and evaluated the thermal conductivity. We succeeded in proposing empirical equations describing the lattice parameter, heat capacity, and thermal conductivity of Hf hydrides, as a function of temperature and hydrogen content.     

氢化锆用于小型钠冷快堆屏蔽的初步研究

为减少小型钠冷快堆（SSFR）堆侧的屏蔽厚度,本文选择氢化锆作为SSFR堆侧的屏蔽材料。使用一维离散纵标法（ANISN程序）计算了氢化锆在SSFR堆芯区能谱下的屏蔽特性,并计算了堆侧采用氢化锆和碳化硼的屏蔽厚度。结果表明：与堆侧采用碳化硼和不锈钢屏蔽相比,采用氢化锆和碳化硼屏蔽（碳化硼所占体积比小于0.3）,屏蔽厚度减小了大约20%。氢化锆和碳化硼混合屏蔽材料具有很好的屏蔽性能,可减小SSFR堆侧的屏蔽厚度。     

铀氢锆堆物理计算模型与程序

文中叙述基于两维四群中子扩散理论的铀氢锆堆物理计算模型及程序,以及用该模型计算的国外 TRIGA 堆的临界,控制棒效率等数据.     

Development of Hydride Absorber for Fast Reactor—Evaluation of Design Method for Hydride Absorber Rod—

A hydride control rod is being developed to improve the economy of fast reactor plants because it has a longer lifetime than the currently used B₄C control rod. A hydride burnable poison rod is also under development to reduce the number of control rods by decreasing core excess reactivity. Hydrogen in the hydride control rod causes neutron spectrum interference between the fuel and control rod regions. Thus, the study on core design was performed with the continuous-energy Monte Carlo code MVP using the nuclear data library JENDL-3.3 to deal with this phenomenon precisely. To evaluate the applicability of MVP to hydride absorber rod design, two benchmark calculations were carried out. One of them is a hydrogen-contained metal fuel fast core constructed in Fast Critical Assembly (FCA) and the other is the Nuclear Safety Research Reactor (NSRR) core where zirconium-hydride fuel (U-ZrH_1.6) rods are loaded. These benchmark calculations and the design study on a fast reactor core with hafnium-hydride control rods have revealed that MVP is a reliable tool for hydride absorber rod design.     

裂变堆中子转换成14MeV中子的研究进展

评述了裂变反应堆中子转换为１４ＭｅＶ中子的研究进展，讨论了核反应及转换器的结构。     

铀氢锆堆物理计算及燃料管理软件包

建立了一套铀氢锆堆物计算软件包，首先考虑氢化锆中的热化特殊性，按ＷＭＳ格式制作 了氢化锆 氢的６９群群常数并入ＷＩＭＳ－Ｄ／４数据库中，形成了ＷＩＭＳ－Ｎ１库和ＷＩＭＳ－Ｎ２库；应用ＷＩＭＳ－Ｎ２库和国际通用的ＷＩＭＳ－Ｄ／４程序包计算了铀氢锆堆各类栅元的群常数，应用差分程序ＣＩＴＡＴＩＯＮ和六角形节块和ＳＩＸＴＵＳ进行扩散计算，同时在ＳＩＸＴＵＳ－２程序的基础上编制了燃料管理程序和ＸＰＲ－ＩＣＦ     

氢化锆中氢的散射律和散射矩阵研究

从氢化锆晶体散射律的角度出发,研究了氢化锆晶体散射的特殊机理。根据氢化锆晶体散射的声学模型和光学模型给出的频谱分布,用国际通用程序ＧＡＳＫＥＴ计算了氢化锆中氢的散射律。     

TOPAZ-Ⅱ反应堆慢化剂温度效应分析

TOPAZ-Ⅱ反应堆是以高富集度铀为燃料,以氢化锆为慢化剂的空间发电用反应堆。与一般采用氢化锆作为慢化剂的反应堆不同,TOPAZ-Ⅱ反应堆呈现正的慢化剂温度效应,且其值较大。本工作采用MCNP程序对TOPAZ-Ⅱ反应堆的慢化剂温度效应进行计算,通过分析氢化锆升温前后主要区域中子能谱和中子产生率、中子吸收率及泄漏率的变化,得出产生正慢化剂温度效应的原因：氢化锆升温后,中子产生率增加较大,而泄漏率增加较小,且吸收率减少,从而产生正的慢化剂温度效应。     

含反射中子的快脉冲堆中子动力学方程研究

提出了含有反射中子的快脉冲堆中子动力学方程,并据此开展了快脉冲堆在超瞬发临界状态下产生脉冲的数值模拟计算。结果表明,反射中子增加了反应性和脉冲产额,由于反射中子使脉冲波形展宽,波形也不再对称。     

金属氢化物在小型钠冷快堆屏蔽设计中的应用

为评估金属氢化物（氢化锂、氢化钛和氢化锆）在小型钠冷快堆中的屏蔽性能,使用一维离散纵标法（ANISN程序）模拟计算了屏蔽材料在小型钠冷快堆能谱下的屏蔽特性。屏蔽计算结果表明：氢化锂、氢化钛和氢化锆具有很好的屏蔽性能;将氢化锂与不锈钢、氢化钛或氢化锆与碳化硼混合,可改善这些金属氢化物的屏蔽性能。混合材料用于小型钠冷快堆的屏蔽,可显著减少反应堆系统的重量和体积。     

241Am-Be源在煤中所形成中子场的参数拟合

研究了7种煤中主要元素对241Am-Be中子源在煤中形成中子场的影响,给出了描述中子场中快中子和热中子数量变化曲线的经验公式和拟合参数。     

计算组件变形反应性的虚拟密度理论研究

组件变形引起的反应性变化是快中子反应堆中重要的负反馈效应。为精确快速评价组件几何改变带来的反应性变化,本文使用虚拟密度理论来处理组件几何变形问题。该理论使用材料的密度变化来等效几何的变化,与现有的方法相比具有更好的几何适应性及更高的计算效率。数值验证结果表明:虚拟密度理论具有很好的计算精度,可用于组件变形反应性的计算。     

快堆中子时空动力学程序并行计算研究

快堆中子时空动力学程序是基于快堆中子学设计软件系统（NAS）开发的可用于快堆三维瞬态中子学分析的计算程序。本文结合该计算程序及现代计算机发展特点,在编程过程中引入并行计算,使计算速度大幅提升。     

γ能谱法在快堆新燃料235U富集度核实测量中的应用

对快堆新燃料组件铀富集度进行了非破坏性核实测量,γ能谱法是测量铀富集度首选方法之一,快堆新燃料235U富集度真实值为64.4％【1】,235U富集度越高测量分析需要时间相对越长,本次核实测量工作量大,环境本底高,精确测量十分困难,对系统硬件的要求很高,能谱解析和数据处理过程更复杂。本次对多根燃料单棒实施了γ能谱法测量,利用专业的软件分析得到235U富集度与真实值绝大部分偏差在3%以内。     

小型模块化快堆中含铪控制棒的设计与分析

快堆一般采用以碳化硼（B4C）为吸收剂的控制棒进行反应性控制。小型模块化快堆中子泄漏率较大,增殖能力偏弱,单位燃耗反应性损失较大。模块化反应堆运行周期较长,且需要紧凑型堆芯设计,控制棒数量有限。因此,小型模块化快堆需要高10B富集度的B4C进行反应性控制。由于吸收剂燃耗深、功率密度高且导热能力受辐照削弱严重,B4C的安全使用寿命有限。本文通过对比硼化铪（HfB2）、氢化铪（HfH162）和传统B4C为吸收剂的控制棒的反应性价值、堆芯功率分布、堆芯反应性反馈系数、控制棒温度裕度与吸收剂燃耗深度,发现HfB2有更高的安全裕度和更长的安全使用寿命。HfH162控制棒略微改善了功率分布,但其高温氢气解离问题有待进一步研究。     

基于第一性原理的氢化锆热散射律计算分析

声子态密度是计算热散射律数据的基本参数。氢化锆（ZrHx）中含氢量的变化会导致晶体结构的变化,进而影响其声子态密度。国际上一般通过拟合实验数据获得ZrHx中氢的参数化的声子态密度,不能体现氢化锆真实的晶体结构。本文基于δ-ZrH1.5和ε-ZrH2,采用第一性原理计算了ZrHx中氢的声子态密度,研究分析不同方法获得的声子态密度对热散射截面的影响,以及对含氢化锆的TRIGA反应堆的反应性的影响。数值结果表明,与ENDF/B-Ⅷ.0和JEFF-3.3评价核数据库中的声子态密度模型相比,用第一性原理计算得到的声子态密度模型能产生更精确的热散射截面,且显著提高TRIGA反应堆反应性计算的精度。     

CENDL-3天然锆宏观检验

介绍了利用锆的中子泄漏谱实验和氢化锆慢化体临界实验对CENDL 3的天然锆全套中子评价数据进行的宏观检验。检验工作比较了用来自CENDL 3、CENDL 2 .1、BROND 2、ENDF/B VI.2、JENDL 3 .2和JENDL 3 .3等 6个不同评价库的锆所计算的中子泄漏谱。检验还分析了氢化锆慢化体临界实验的keff计算结果。检验结论认为CENDL 3天然锆的评价较CENDL 2 .1有所改进 ,但是非弹角分布、(n ,2n)反应和连续非弹性散射的双微分截面仍需要进一步调整。