线性源近似的中子输运方程特征线解法

基于非结构网格的中子输运方程特征线解法已成为堆芯设计程序中组件输运计算的标准方法之一。但现有的大部分特征线法程序均是基于平源近似的步特征线法模型开发的,平源近似是特征线法中除角度变量直接离散外又一基本假定。本工作提出一种基于线性源近似的中子输运方程特征线解法,并提出相关负中子源分布的修正方法。采用自行研制的数值计算软件PEACH,对OECD/NEAC5G7-MOX2D基准问题和自定义沸水堆小堆芯问题进行检验。数值计算结果表明,本工作提出的线性源近似特征线法模型在相同计算精度的前提下,占用更少的系统内存和运行时间。     

过电离层核爆电磁脉冲信号模拟源的实现

设计一种数字式核爆电磁脉冲信号源模拟装置。大气层核爆电磁脉冲纵向传输经过电离层后的信号属于瞬态脉冲信号,频率范围为30 MHz～300 MHz,因为电离层对电磁脉冲信号的色散特性,脉冲信号高频部分出现的时刻早于低频部分出现的时刻。基于DSP+DDS数字电路实现了30 MHz～300 MHz频率色散瞬态脉冲信号的输出,其输出频率的最小控制周期为4 ns,幅值可调、波形规则、可靠性高、调试方便,实验证明模拟信号反映了大气层核爆电磁脉冲信号过电离层后的主要特征。     

非准直点源透射法测量体源样品的线性衰减系数

体源样品的线性衰减系数是计算自吸收修正因子最重要的参数。本文针对未知体源样品的线性衰减系数测量问题,提出了非准直点源透射法。该方法直接把点源置于样品盒上方一定距离或直接放置在样品盒上方进行透射,对蒙特卡罗模拟透射率和实验测量透射率进行比较,反推待测体源样品的线性衰减系数。本文详细介绍了该方法的基本原理和计算过程,选取了5种不同密度的物质作为待测对象,采用3种不同能量的点源,对该方法进行了实验验证。研究结果表明,不同能量的γ射线下,该方法的实验结果和XCOM平台理论计算结果吻合程度好（＜8%）,能方便计算出体源样品的线性衰减系数。该方法不受准直器以及探测器和样品尺寸、形状的限制,简单易行,便于各实验室推广使用。     

~(137)Cs稳谱源的研制

通过对~(137)Csγ射线穿过陶瓷体源芯、不锈钢源壳和钨钢壳后衰减规律的研究,参考用户提供的~(137)Cs稳谱源的表面γ剂量率,确定~(137)Cs稳谱源的活度。对陶瓷体源芯吸附性能进行研究,以提高~(137)Cs稳谱源γ射线输出率的一致性,最终确定~(137)Cs稳谱源的制备工艺。经使用证明,该源的γ射线输出率准确、产品一致性好,已应用于岩性密度测井仪测井,可实现~(137)Cs稳谱源的国产化。     

同步磁阻电机型控制棒驱动机构矢量控制技术研究

针对同步磁阻电机型控制棒驱动机构（CRDM）电磁高度耦合难以对输出力矩进行有效线性调节的问题,研究了同步磁阻电机型CRDM的矢量控制技术。将同步磁阻电机CRDM的数学模型映射至同步旋转坐标系内,对输出电磁力矩与磁链进行解耦。通过励磁电流与力矩电流的独立调节,实现输出力矩的线性控制。利用MATLAB/SIMULINK搭建了同步磁阻电机型CRDM的矢量控制模型,对控制方案进行验证。仿真结果表明,本研究的控制方案具有更优的响应速度、稳态精度以及平稳性。      

利用多毛细管准直器测量X射线光源焦斑尺寸

设计了一种测量X射线光源焦斑尺寸的方法：多毛细管准直器法。整体玻璃毛细管X射线准直器是由数10⁵根内径为几微米的单玻璃毛细管组成的X射线光学器件,X射线光源发出的发散X射线光束被多毛细管准直器约束后变为准平行束。准平行束的截面直径是X射线光源焦斑直径的函数,通过测量准平行束不同位置处的截面直径,利用线性拟合可得到X射线光源的焦斑直径。分别利用多毛细管准直器法和常用的小孔成像法测量了同一微焦斑X射线光源的焦斑直径,测量结果分别为60.8和59.4μm。多毛细管准直器法对焦斑直径在亚微米量级或更小X射线源的焦斑尺寸测量中将显示出更多的优势。     

85Kr测厚源的输出性能研究

为指导⁸⁵Kr测厚源的制备,采用两种材质、两种活性区、两种丰度的85Kr原料气制备一批同等活度（7.4 GBq）的测厚源,采用自行研制的⁸⁵Kr源β输出电压装置对制备的测厚源输出电压进行测量。结果表明,采用钛材质、小活性区、20%丰度原料的测厚源输出电压更高。钛材质的源窗、小活性区的源壳、高丰度的原料对β射线的吸收更少,因此在制备某种活度的⁸⁵Kr测厚源时,为提高射线输出,应优先采用钛材质、小活性区、高丰度的原料。     

基于IOT放大器的微波功率源在超导直线加速器上的应用

中国工程物理研究院太赫兹自由电子激光装置（CTFEL）的直线加速器由两个4-cell超导加速腔构成,每个加速腔的激励由1套基于感应输出管（IOT）放大器的L波段微波功率源（25 kW）提供。本文介绍了微波功率源的基本原理、组成结构和调试过程,以及微波功率源在功率耦合器老炼平台和超导直线加速器上的一些实验结果。微波功率源安装调试后工作稳定,两套微波功率源的主要参数均达到设计要求。超导直线加速器的幅值稳定度和相位稳定度分别为0.04%和0.08°,优于设计指标。     

基于PLC的放射源扫描仪研制

68Ge线形放射源的径向均匀度是关键质量参数.本研究利用西门子S7-200系列可编程逻辑控制器（PLC）的高速脉冲计数器、高速脉冲输出端口及丰富的指令系统,研制了具有线性扫描功能的放射源扫描仪.介绍了该仪器的测控系统实现方案及性能特点.该仪器利用计算机作为上位机,编制的上位机程序以点对点通讯（PPI）协议与PLC通讯,实现了数据的采集、传输、显示、保存、运动控制及仪器参数设置,可进行线形放射源均匀度及总活度的测量.使用PLC开发核仪器仪表具有开发速度快,抗干扰能力强,成本低廉的优势.     

放射源结构壳可靠性设计

采用安全系数法和可靠性设计方法开展了放射源结构壳的设计,并进行了比较分析和抽样试验。研究结果表明,在满足同样安全性的前提下,可靠性设计方法可有效减小放射源的质量和体积,并且能确定放射源结构壳在一定条件下的可靠度,是较优的设计方案。     

基于最小二乘的线性源特征线方法研究

特征线方法一般采用平源近似来求解,平源近似需要大量较小的网格才能获得精确的结果,从而会消耗较多内存,影响计算效率。相比平源近似,线性源可在网格较少的情况下得到较精确的数值结果。本文提出一种基于最小二乘的线性源特征线方法,并通过计算压水堆栅元及C5G7基准题等算例,对该方法进行了分析。数值结果表明,基于最小二乘的线性源特征线方法能在网格较少的情况下提供稳定、精确的数值结果。     

用于核素在线瞬发伽马数据测量的热中子源设计

基于MCNP程序建立了西安脉冲堆热中子源设计的蒙特卡罗深穿透耦合屏蔽计算方法;采用MCNP临界源模型计算了热柱方腔前表面的中子、伽马平面源的参数,并与实验值进行了对比,给出了平面源的修正系数;基于中子、伽马等效平面源,采用新型硼铝复合材料以及铅、铋等材料,优化设计了热中子束流滤束装置,给出了热中子束流滤束装置的升级改造方案,得到热中子通量密度较原设计方案提高3倍、中子伽马通量密度比值大于10的平行热中子束,且束流外侧区域的中子、伽马本底剂量率接近0.025 mSv/h的辐射防护标准。     

串列加速器358型双等离子体离子源改进及性能研究

为提高北京师范大学GIC4117型串列加速器358型双等离子体离子源束流强度及灯丝使用寿命,改进了离子源灯丝涂覆材料中Ba、Sr、Ca元素的占比、灯丝涂覆方法及离子源保护措施。讨论了在不同灯丝电流下,进气量、弧流、约束磁铁电流对离子源输出束流强度的影响。灯丝累积使用寿命达到200 h以上,靶室束流强度较原来采用860A溅射源提高约500倍。同时本文对358型双等离子体离子源调试过程中的异常断弧情况进行了分析和改进。     

预估带法搜寻丢失放射源模拟研究

为了能快速高效的搜寻丢失的放射源,本文提出了一种预估带法丢失放射源搜寻方案,该方案具有操作简单,定位准确性高,实用性强,用时短,搜寻人员所受剂量低的优点。实验模拟了226Ra丢失情况下,采用BH3013B环境辐射剂量率仪进行搜寻,验证了该方案在无遮挡、单面遮挡和掩埋三种情况下搜寻丢失放射源的效率与定位准确性。实验结果表明,此搜寻方案能有效、快速、准确的确定丢失放射源的位置,为搜寻人员提供了依据,从而尽可能的减少损失。     

多相流量计用源的研制

油田多相流量计用源要求外形尺寸不变、光子通量输出率提高1.5倍。鉴于原制备工艺不能满足生产要求,本研究在不更改放射源外形和活性区尺寸的情况下,通过改变面釉成份,降低自吸收,提高光子通量输出率,确定原料面釉最佳掺和比,增加装料量等方法,成功研制了油田多相流量计用源。经检测该源各项技术指标均满足国标相关要求。现场使用,反馈良好。     

基于白光中子源的核石墨硼当量测量

核材料中热中子吸收截面高的杂质会引起堆芯反应性的变化,一般用硼当量表示这些杂质对热中子的吸收,硼当量是衡量核材料纯度的重要指标之一。热中子宏观吸收截面法是硼当量测量的方法之一,测量时采用同位素中子源则精度低,而白光中子源产生的中子强度高、方向性好,且可慢化为热谱,能有效提高硼当量测量精度。本文基于15 MeV电子加速器驱动的白光中子源开展核石墨硼当量测量的研究,利用蒙特卡罗模拟并优化实验方案,对实验数据进行检验与修正,建立核石墨硼当量测量定量分析方法。该方法能快速、准确检测核材料的硼当量,对反应堆的物理设计、安全性评估等具有重要意义。     

Boron Equivalent Measurement of Nuclear Graphite with Photoneutron Source

Impurities in nuclear materials with high thermal neutron absorption cross section will change the reactivity. The absorption of thermal neutrons by these impurities is represented by boron equivalent, which is one of the important factors to measure the purity of nuclear materials. Boron equivalent can be determined directly via the measurement of macroscopic thermal neutron absorption cross section based on an isotopic neutron source, but with lower accuracy. The photoneutron source, which can generate neutrons with higher intensity, better direction and lower energy, can effectively improve the accuracy of boron equivalence measurement. Therefore, the boron equivalent measurement of nuclear graphite was carried out with the photoneutron source driven by 15 MeV electron LINAC. Monte Carlo simulation method was used to optimize the experimental scheme, and the experimental data were tested and modified. Finally, the quantitative analysis method was established for the measurement of graphite boron equivalent. This method can quickly and accurately measure the boron equivalent of nuclear materials, which is of great significance for the physical design and safety assessment of the reactor.     

双脉冲法精确测量PMT脉冲线性电流的实验设计

PMT脉冲线性电流是PMT在脉冲工作方式下的重要参数,它直接关系到实验结果的可靠性。本文对比各种测量PMT脉冲线性电流方法的优缺点,从提高测量精度方面考虑,设计了基于双脉冲法的测量PMT脉冲线性电流的实验,通过挑选稳定性高的LED作为光源,利用DG2020信号发生器给LED灯供电,采用通道循环功能加长信号时间间隔,使用分路输出到两台示波器接收信号,应用示波器多次采集自动取平均的功能等方法在实验细节上进行设计,提高测量精度。通过实验测到了PMT脉冲输出电流偏离线性直线1%处的电流,并获得了PMT脉冲输出的mA级至A级电流全曲线。     

壳源法放射性废物桶作为SGS装置校准源的可行性

由于均匀的大体积放射性废物桶制备困难,放射性废物桶分段γ扫描（SGS）装置的活度探测效率多采用间接的方式进行刻度。壳源法制备的废物桶以线状源为核心,制备简单,结构灵活,是最佳的间接方法之一。本文通过对均匀填充型放射性水溶液桶和壳源法制备的放射性废物桶测量比较,证明壳源法制备的放射性废物桶在进行SGS装置探测效率刻度时与均匀桶是等效的,可作为此类装置探测效率的校准源。