非平衡态的中子增殖统一公式

导出了反应堆处于非平衡状态条件下的反应性阶跃变化时,反应堆从深度次临界到瞬发超临界整个区间通用的中子增殖统一的计算公式.通过对单组模型的修正,该公式还可以用于计算六组缓发中子的点堆中子动力学方程组.计算结果表明:利用修正后的单组解析方法计算阶跃反应性输入的中子密度响应问题,其计算结果与六组缓发中子的点堆中子动力学方程接近,精度满足工程计算要求.     

临界反应堆阶跃正反应性输入时中子密度响应的近似修正解

通过修正单组缓发中子先驱核衰变常量λ值，使点堆中子动力学方程单组缓发中子模型在正反应性阶跃输入时的数值计算结果趋近于六组缓发中子模型数值计算结果。在此基础上，用修正后的单组模型解析方法进行计算。结果表明：采用修正后的单组解析方法计算阶跃正反应性输入的中子密度响应，计算结果与六组的接近，满足工程计算精度要求，同时计算简便，避免了刚性问题，可以实现快速计算。     

点堆中子动力学方程的蒙特卡罗方法

基于广义半马尔科夫过程(GSMP)模拟方法实现点堆中子动力学方程的蒙特卡罗求解。该方法模拟裂变系统内中子数和缓发中子先驱核数目的瞬态演化过程,并计算出任意时刻裂变功率和缓发中子源强等物理量。利用本文提出的方法研究快中子增殖堆(简称"快堆")和热堆参数下的点堆动力学方程,对反应性的阶跃输入、斜坡输入和振荡输入的点堆中子场瞬态过程进行模拟,并与传统数值算法的计算结果进行比较。该方法不存在数值计算的刚性问题,能方便地对复杂反应性输入过程进行计算,并能充分考虑瞬态过程中反应性变化对中子代时间的影响。     

西安脉冲堆中子价值计算与分析

中子价值是反应堆中的重要参数,其物理意义是中子对反应堆功率的贡献大小。首先采用栅元程序WIMS,计算了西安脉冲堆各栅元的6群群常数,然后采用堆芯扩散程序CITATION,计算西安脉冲堆的中子价值分布。采用连续能量点的蒙特卡罗程序MCNP,对CITATION扩散计算的正确性进行了验证。分析了西安脉冲堆的中子价值随空间和能量的变化,以及中子价值对动态参数缓发中子有效份额和中子代时间的影响。结果表明:在燃料栅元中,中子价值随能量的增加而降低,在控制棒和水栅元中,中子价值随能量的增加而增加。缓发中子有效份额大于缓发中子份额的主要原因是燃料栅元中缓发中子的中子价值较瞬发中子的大。中子代时间小于瞬发中子寿命的主要原因是燃料栅元中的中子价值较其他栅元中的大。     

点堆随机动力学方程伊藤解与中子数概率分布解析解的对比分析

为了研究反应堆弱中子源启动过程中的中子数密度和缓发中子先驱核随机涨落现象,我们推导和建立了点堆随机动力学方程组,在传统的点堆动力学方程组中引入了伊藤随机项。为了验证方程组的伊藤解方法和计算精度,我们在简化物理条件和方程形式下,对定态系统的中子数密度分别用随机动力学方程伊藤解和中子数概率分布函数解析解进行了对比分析。结果表明,伊藤解是一种有效、具有较高计算精度的方法,计算精度满足sigma的标准,置信水平在95%以上。     

中国实验快堆缓发中子探测系统的瞬态模拟与分析

根据中国实验快堆缓发中子探测系统的结构特点和探测原理,构建了缓发中子探测系统的计算模型.基于该模型,开发了计算机模拟程序.针对不同工况和不同燃料元件包壳破损时刻,进行了缓发中子探测信号的模拟计算.计算结果基本反映了计算情况下缓发中子探测信号的发展趋势.同时,还对燃料温度和燃料燃耗对缓发中子探测信号的影响进行了物理分析.     

反应性阶跃变化从深次临界到瞬发超临界中子增殖统一公式

根据点堆公式导出了反应性阶跃变化时反应堆内中子增殖的统一公式,可用于反应堆深次临界、次临界、缓发超临界和瞬发超临界状态中子增殖计算.实例计算表明新推导的公式具有较高的计算精度,可用于定量分析与计算.     

缓发中子有效份额的计算方法

本文讲述了用多群能谱程序和少群临界程序计算缓发中子有效份额的计算方法,并给出一个动力堆和一个零功率堆的计算结果。一、定义缓发中子份额的多少对堆的动态特性有很大的影响。由于缓发中子的能量比瞬发中子低,一个缓发中子与一个瞬发中子在增殖过程中起的作用就不一样,这种差别在点堆     

石墨慢化通道式熔盐堆有效缓发中子份额计算方法研究

有效缓发中子份额(βeff)是研究反应堆动力学特性的关键参数。在液态燃料熔盐堆(MSR)中,燃料流动引起缓发中子先驱核(DNP)在堆内的再分布,并使部分DNP在堆外回路衰变,从而导致βeff的计算方法与固态燃料反应堆不同。为评估石墨慢化通道式熔盐堆内燃料流动引起的反应性损失,研究缓发中子随燃料的流动行为,同时为堆设计和安全分析提供依据,分别基于解析方法和数值方法推导了计算βeff的数学模型,计算了熔盐实验堆(MSRE)在额定工况下的DNP损失份额和堆内DNP浓度分布,并分析了燃料在堆外流动时间和入口流量对βeff的影响。结果表明：两种方法均可对DNP行为提供合理描述;固定燃料在堆外流动时间,βeff随入口流量的增加而减小;固定入口流量,βeff随燃料在堆外流动时间的增加而减小,80 s后趋于稳定。     

基于MCNP的缓发裂变中子衰减时间谱模拟计算

基于核裂变反应发生与缓发裂变中子发射这两个物理过程在时间上可相互分离的思想,利用MCNP程序计算得到了含铀地层0~100s范围内的缓发裂变中子衰减时间谱。模拟计算了球体几何模型中235 U与238 U核裂变反应率空间分布;借助SOURCE子程序依次对缓发裂变中子的发射位置、发射方向、发生核裂变反应的核素、缓发裂变中子所在的群组、发射时间及其初始能量等参数进行了抽样。结果表明,计算得到的缓发裂变中子衰减时间谱的时间特征与铀核素的缓发裂变中子群参数相符合。对缓发裂变中子总计数与地层铀含量之间的关系进行了线性拟合,拟合结果的相关系数平方值大于0.998 5,该结果从理论上验证了缓发裂变中子测井铀含量线性模型的正确性。     

医院中子照射器反应堆实验研究

医院中子照射器是专用于硼中子俘获治疗的核装置,所用反应堆功率为30 kW,采用~(235)U富集度为12.5%的UO_2为燃料,金属铍反射层,轻水为慢化剂和冷却剂.堆芯产生的热量靠自然循环冷却.在反应堆堆芯相对两侧分别设置了热中子束流和超热中子束流,用于治疗患者.在微堆零功率实验装置上,完成了临界质量、控制棒效率、上铍反射层效率及其它部件反应性的测量,确定了最终燃料元件的装载,为工程物理启动提供实验数据.     

空间锂冷概念快堆堆芯中子学特性研究

本文研究了一种空间锂冷概念快堆的堆芯中子学特性。反应堆燃料采用氮化铀,冷却剂采用⁷Li液态金属,主要结构材料采用W-25%Re。反应堆的控制靠反射层内的控制鼓来实现。建立了程序的计算模型,通过计算和分析,给出了堆芯的主要尺寸和物理参数,计算了堆芯的控制鼓价值、燃耗和功率分布。分析了堆芯中Re的谱移吸收特性和满功率运行7 a不需换料的性能,谱移吸收特性能确保反应堆在发射失败浸在水或湿沙中时处于次临界状态。     

医院中子照射器分析室剂量场研究

医院中子照射器建成后,对分析室内及其屏蔽门外的γ剂量率和中子剂量当量率进行了测量,测量结果显示：分析室内局部γ剂量率与设计值相差较大,分析室屏蔽门外γ剂量率超过原设计监督区限值7.5 μSv/h,因此需对分析室内部及其屏蔽门进行屏蔽改造。根据蒙特卡罗程序模拟计算结果及实际使用情况给出最终屏蔽方案,即在分析室束流孔道所在墙面加装厚度为16 cm的铅屏蔽材料屏蔽γ射线,对四周墙面及屏蔽门内侧加装厚度为1 cm的含锂聚乙烯板屏蔽散射中子。改造后分析室剂量最高点γ剂量率下降277倍,中子剂量当量率下降5.8倍,屏蔽门外γ剂量率下降近90倍。     

医院中子照射器物理启动

医院中子照射器是专门用于硼中子俘获治疗的核装置。在堆芯相对两侧,设有热中子束流和超热中子束流用于治疗,另外,在热中子束流内引出1条热中子束流用于病人血硼浓度测量。本文介绍其物理启动的6个实验,实验结果表明：满功率最大运行时间为12 h,最终后备反应性为4.2 mk,满功率运行时各工艺房间辐射水平满足设计辐射分区要求,4.2 mk反应性释放实验证明医院中子照射器具有固有安全特性。     

经355 nm激光预处理后熔石英的损伤增长

为研究经预处理的熔石英损伤点随激光脉冲的增长关系,采用355 nm脉冲激光辐照预处理熔石英,再辐照位于后表面的损伤点,然后用Mias软件采集损伤增长的图像并测量每次脉冲后损伤点的面积。通过与未经预处理熔石英的损伤增长相比较可得出,经预处理与未经预处理的熔石英损伤点面积均随激光辐照脉冲数呈指数增长,但前者的损伤增长速度比后者的快。355 nm激光预处理能够有效提高熔石英元件的抗损伤阈值,但损伤一旦发生将会更加快速地扩展。     

中国先进研究堆冷中子源核发热和冷中子增益研究

为准确计算和研究中国先进研究堆（CARR）冷中子源装置氢系统的核发热和冷中子增益，建立了一整套计算方法。对参考堆的验证计算证明了该方法的正确性和有效性。对影响CARR冷中子源核发热和冷中子增益的各种因素（如慢化剂、冷包材料、冷包形状等）进行了计算和优化选择。结果表明：在核发热量较小的条件下获得了较好的冷中子增益。     

CNP600机组替代二次中子源装料及无源临界

二次中子源组件是压水堆传统装料和临界中常用的相关组件,但是秦山第二核电厂(简称"秦二厂")1号机组所使用的二次中子源组件接近使用寿命,继续使用存在破损或失效风险,为此决定在秦二厂1号机组第14循环实施替代二次中子源项目.经过理论论证与试验验证,表明使用具有一定燃耗深度的燃料组件可以替代二次中子源的作用.随后秦二厂在制定...     

数字化核测量系统反应堆倍周期计算的敏感性分析

反应堆倍周期是核反应堆工程中的一个重要参数。在反应堆启动和功率提升过程中,操纵员可通过反应堆倍周期来了解反应堆的运行状态,并据此控制反应性。数字化核测量系统通过对与反应堆功率成正比的电压信号进行采样和处理,计算得到反应堆倍周期。在实际的应用中,电压信号往往包含测量噪声,对计算结果带来较大的不确定性。针对数字化核测量系统的倍周期计算问题,对其敏感性进行了分析,并给出相应的算例。