用最小二乘法求解中子谱

本文介绍用最小二乘法求解中子谱的原理及方法。给出了所解得的~(252)Cf 源的中子谱、~(252)Cf 源经10厘米聚乙烯慢化后的中子谱和游泳池式反应堆热柱孔道外的超热中子谱。为了比较,还给出了用 Sand-Ⅱ迭代法解得的结果,两者符合很好。     

双约束核素筛选与燃耗链压缩算法研究

在进行反应堆燃耗计算时,由于评价核数据库中各核素反应截面、寿命差异大,因此形成的燃耗矩阵规模大、刚性强。为降低燃耗矩阵规模、改善矩阵病态程度,有必要研究适用于多种堆芯设计研发需求的燃耗链压缩算法,并形成压缩燃耗链和数据库。首先建立了核素筛选标准,根据各个核素对中子吸收率和重要核素核子密度的贡献率对核素重要性进行排序筛选,研究了基于中子吸收率和重要核素产量贡献率的双约束燃耗链压缩算法,并完成相关程序模块的开发。通过对Kylin-2程序数据库压缩的计算分析,验证了该燃耗链压缩算法的可行性。采用压缩数据库可使其在保持原有计算精度的基础上大幅减少计算时间、提高计算效率;通过燃耗链压缩算法的研究与压缩数据库的实现,为从评价数据库出发制作压缩数据库提供了技术支撑。      

某些单酸有机磷酸酯萃取Cf和Cm

~(252)Cf经α衰变后的子体~(248)Cm是重要的Cm同位素,从贮存的~(252)Cf溶液或长期使用过的~(252)Cf中子源中可分离出高纯的~(248)Cm,因而Cf、Cm的分离是超钚元素化学研究中的一个重要课题。 常用的Cf、Cm分离方法有离子交换法和萃取或萃取色层法。Werver等比较了HDEHP、HMeH[ΦP]和HEH[ΦP]萃取Cf、Cm的性能,认为后两者在某些条件下可能     

超钚元素化合物共价性的理论研究进展

超钚元素的物理化学性质十分相似，其相互分离极其困难。一般认为超钚元素的氧化态通常为+3,且性质接近镧系元素。然而近年来的相关研究发现，Bk、Cf元素化合物比Pu、Am、Cm化合物具有更强的共价相互作用。由于超钚元素毒性高、放射性强且大部分为短寿命核素，实验制备和表征十分困难，相关实验数据尤为匮乏。目前理论计算已成为了解超钚元素物理和化学性质的重要手段。本文主要介绍近年来超钚元素(主要为Am、Cm、Bk、Cf)化合物成键性质方面的理论研究进展。     

反应堆辐照制备超钚核素的产额估算

本文估算了利用反应堆中子辐照生产超钚元素时,~(248)Cm以前各核素的产额与中子通量及中子能谱的关系,并以图表形式描述了生产某一核素的最佳照射时间以及在生产链上各核素的相对比值。     

基于快堆嬗变的伪裂变产物截面制作

从ENDF/B-VII库提取数据,通过NJOY程序对快堆中生成的裂变产物核素进行模块加工,利用Matlab进行编程对NJOY程序计算得到的数据进行再次加工处理,得到235U核素快堆嬗变的多群伪裂变产物截面数据,然后用MCNP程序对设计的快堆进行计算得到中子能谱图,并用中子能谱对MCNP程序生成的多群截面进行并群。把生成的数据与NJOY程序生成的数据进行对比验证表明,经过处理的截面数据可以用于快堆的燃耗计算。     

基于一阶广义微扰理论的燃耗灵敏度系数计算

采用一阶广义微扰理论,开发燃耗计算中核素的核子密度对反应截面的灵敏度分析程序。分析各核素的反应截面对244Cm在50 GW·d/t时核子密度的灵敏度系数,235U和239Pu的裂变截面和238U、240Pu、241Pu、242Pu以及243Am的俘获截面具有较大的灵敏度系数;243Am俘获截面的灵敏度系数在热中子区和共振区明显大于快中子区,因此243Am俘获截面精度的改善应该优先考虑热中子区和共振区。     

用HDEHP萃淋树脂回收纯化~(252)Cf

一、前言~(252)Cf是目前应用较广泛的超钚元素之一。~(252)Cf通常可以从堆照镅、锔或钚靶中提取,也可以从过期~(252)Cf自发裂变中子源中用离子交换法,HDEHP溶剂萃取法,或萃取色层法回收。自1974年关于HDEHP萃淋树脂的研究报告发表以来,已经开展     

TMSR-SF高温下多群核数据库的研究

基于最新发布的评价核数据库ENDF/B-VII.1,简要介绍了利用标准程序NJOY加工固态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)中子能谱测量所需温度下多群截面库的过程。详细分析了两个典型的核素加工所得核反应道的多群截面与温度的关系,并将不同温度下的截面库用于中子能谱测量,分析了中子能谱测量结果的误差与温度所引起截面库变化的关系。结果表明,不同类型核反应道的截面所受温度影响不同,特别是核素对超热中子的截面存在共振峰问题受温度影响最大,这是由于多普勒效应影响,所以中子能谱测量结果受核反应道选择的影响符合物理规律,加工所得873 K下的核截面库可用于TMSR-SF相关中子能谱测量。     

基于L-M算法的快中子爆炸物检测方法研究

比起传统的X射线探测方法,快中子对爆炸物的检测更加准确,因而备受各国研究者的重视。利用中子源的快中子共振连续谱,准确计算待测物体的核素比例以达到检测爆炸物的目的。采用蒙特卡罗程序(Monte Carlo N-Particle code,MCNP)结合中子飞行时间(Time of Flight,TOF)方法模拟了4种爆炸物的中子共振谱,通过伴随γ粒子法测量252Cf源TOF谱,并运用L-M(Levenberg-Marquardt)算法对各核素的相对比例进行拟合计算。考虑时间分辨、中子飞行距离、待测物体厚度以及统计涨落对计算结果的影响,提出了更准确的TOF谱测量方法。研究结果表明,在能量分辨率较好的条件下,L-M拟合算法能较为准确地计算爆炸物的核素比例,最大误差不超过10%;能量分辨变差,物体厚度增大都会造成计算误差增大;统计涨落的影响使得该方法对于中子计数有一定的要求,总计数达到106条件下的误差在可接受范围内。通过拟合快中子共振连续谱的方式能够获得物质的精确的核素比例以实现爆炸物的检测,但是要想将这种方法应用到现场测量中还需要进一步的研究。     

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。