中子动力学方程新解法

研究了中子动力学方程的新解法，导出了一个新的中子增殖表达式，此表达式为单项指数与，与老的两项指式相比，应用范围广，计算精度高，可用于定量分析。     

天然锑中子反应数据的理论计算

用光学模型（ＯＰＭ），带宽度涨落修正的Ｈａｕｓｅｒ－Ｆｅｓｈｂａｃｈ理论（ＷＨＦ）以及包括平衡前发射在内的蒸发模型（ＰＥＭ），计算了入射能量在１－２０ＭｅＶ的中子与天然锑（Ｓｂ）相互作用的反应数据。计算结果与评价的实验数据比较，符合较好。     

中子与^181Ta反应的理论计算

本工作运用TALYS程序对中国评价核数据库中重要结构材料核Ta的全套中子数据进行了模型计算。根据中子与^181Ta反应的全截面、弹性散射截面和弹性散射角分布的实验数据，对Koning和Delaroche给出的中子普适光学势参数进行调节，得到一组适用于能量范围在0．1～30MeV之间、中子与^181Ta反应的光学模型势参数。     

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。     

中子输运计算界面流方法的数学共扼方程

以子区内中子源为常源近似条件下的中子积分输运方程为前向方程,推导了中子积分输运方程界面流算法在六角形几何情况下的数学共扼方程;介绍了该数学共扼方程求解的内、外迭代策略,并对前向方程计算程序TPHEX进行了改造,得到了常源近似情况下数学共扼方程计算程序TFHEX_J0。通过算例校验表明TPHEX_J0与TPHEX程序所计算的系统本征值符合良好,TFHEX_J0程序的计算结果是可靠的。     

多群中子输运方程的有限元解

本文介绍了 R-Z 几何多群中子输运方程的有限元解.从二阶偶次多群中子输运方程的变分形式出发,对空间角采用球谐函数,并考虑到散射的线性各向异性.最后利用所编程序 FEM2D 计算了五个问题.     

两维快堆中子扩散方程的有限元逼近

本文讨论了两维快堆中子扩散方程的有限元数值逼近方法,给出了收敛性证明,利用自动剖分技术编制了两维多群中子扩散方程有限元计算程序 FEM2D,对快堆临界问题进行了一系列数值计算,并与国外有限元计算结果及其它方法计算结果进行了分析比较,得到了满意的结论。     

中子反照实验的理论模拟

中子反照实验的目的是检验和标定工程设计使用的程序、参数和方法。本工作采用蒙特卡罗粒子输运程序模拟中子反照实验。模拟结果表明，铁球壳外表面各测点处的中子活化反应率及反照系数在实验数据不确定度范围内符合。     

强中子场裂变产物中子核反应网络方程研究

本文建立了考虑中子参加反应的裂变产物中子反应及衰变的网络方程,选用求解一阶线性刚性微分方程组的Gear方法,开发了可计算任意裂变产物核数量在不同中子场强度和中子谱下随时间变化的核反应网络方程计算系统FIRENEQ,并配套了裂变产物产额和衰变数据库FPYDDL及裂变产物核中子反应截面数据库FPNCDL。检验结果表明,计算结果正确,程序可靠。利用该程序系统,研究了裂变产物核数量在不同中子场、不同诱发中子能量下随时间的变化。     

核临界安全中子吸收体干涉效应实验研究

简要阐述了干涉效应的原理、铀溶液实验装置的临界测量实验,研究了多组固体中子吸收体在装置容器中的不同位置、不同铀溶液浓度、不同组合情况下的吸收效率,并给出干涉效应。测量结果表明,偏心对称布置的干涉效应为正,偏心非对称布置的干涉效应为负。同时,利用蒙特卡罗程序分别对固体中子吸收体不同布置和组合情况下的中子吸收效率进行了计算分析。计算结果表明,实验测量与理论计算的干涉效应大小、正负的变化趋势相互一致,这表明,利用蒙特卡罗程序计算分析铀溶液系统的中子吸收体的干涉效应是适宜的。     

核燃料棒235U富集度均匀性扫描装置中的中子慢化系统计算

对于核燃料棒235U富集度均匀性扫描装置,为了合理有效地利用252Cf中子源,提高检测灵敏度,需要合理选择中子慢化材料,优化中子慢化过程。本文利用Monte Carlo方法对中子慢化系统进行了优化计算,在保证慢化中子(En<1MeV)通量密度较高和235U与238U的裂变反应几率比R5/8也较高的前提下,给出了几种慢化材料及其组合的结果。     

快中子诱发~(238)U裂变中子能谱的核-4乳胶测量

介绍了用核-4乳胶测量2.5 MeV中子诱发~(238) U裂变瞬发中子谱的实验条件和布局以及核乳胶中反冲质子径迹的显微镜读取和处理,并采用蒙特卡罗程序SRIM和拟合方法导出了该类乳胶中反冲质子的能量-射程解析关系式,进而反推得到了核乳胶处的裂变中子相对能谱,并进行了修正,最后将实验结果与经典的Maxwell理论模型计算谱进行了比较。结果表明,二者在不确定度范围内符合较好,验证了核-4乳胶在测量裂变中子谱高能段的有效性。     

中国实验快堆核反应率分布测量试验研究

核反应率相对分布是中国实验快堆(CEFR)的重要参数,也是获取运行许可证的必要试验数据之一。利用专用试验组件,在CEFR首炉堆芯内特定的径向或轴向位置装入同种材料的探测箔片,经辐照后测量各箔片的感生放射性活度,计算其单核反应率,经归一化计算后得到CEFR堆芯的反应率相对分布曲线,此分布曲线与理论计算值比较,结果符合较好。     

Discrete Eigenvalues of Neutron Transport Equation with Quadratically Anisotropic Scattering

The general properties of discrete eigenvalues of the one-speed neutron transport equation with quadratically anisotropic scattering are studied analytically. We investigate the asymptotic behaviors of boundary curves of the complex discrete eigenvalues carefully and plot the distribution of the discrete eigenvalues in parameter space. Our predictions agree with numerical calculation     

Approximate Solution to Neutron Transport Equation with Linear Anisotropic Scattering

A method to obtain an approximate solution to the transport equation, when both sources and collisions show a linearly anisotropic behavior, is outlined and the possible implications for numerical calculations in applied neutronics as well as shielding evaluations are investigated.

The form of the differential system of equations taken by the method is quite handy and looks simpler and more manageable than any other today available technique. To go deeper into the efficiency of the method, some typical calculations concerning critical dimensions of multiplying systems are then performed and the results are compared with the ones coming from the classical S_N approximations. The outcome of such calculations leads us to think of interesting developments of the method which could be quite useful in alternative to other today widespread approximate procedures, for any geometry, but especially for curved ones.     

Evaluation of Neutron Nuclear Data of Natural Nickel and Its Isotopes

Neutron nuclear data of natural nickel and its isotopes have been evaluated. Evaluated are the total, elastic and inelastic scattering, capture, (n, 2n), (n, 3n), (n, p), (n, α),(n, n'p) and (n, n'α) reaction cross sections, the resonance parameters, the angular and energy distributions of secondary neutrons in the energy range of 10^?5 eV～20 MeV. The evaluation has been made on the basis of recently measured data with the aid of the spherical optical model and statistical model. The results of the benchmark tests of JENDL-1 have been also taken into consideration. Special care has been taken on the background cross sections in the resonance region, the remaining resonance structure in the unresolved resonance region up to a few MeV, and grouping of the inelastic scattering levels in the natural nickel file. The problems left for future work are also discussed. The results of the present evaluation were adopted in JENDL-2.     

地下核爆的中子反照效应研究

地下核爆炸中竖井空腔半径小,受围岩介质的影响,核爆中子对核材料的燃耗有一定影响,继而影响放射化学诊断分析。本文采用Monte Carlo程序模拟了装置自身燃耗与竖井环境下中子反照引起的核材料燃耗之间的关系,给出了特殊环境下反照效应对不同反应道燃耗的影响和分析方法。俘获反应道受反照影响大,放射化学诊断方法中用到核素的俘获反应道时需考虑反照的影响后才能对装置本身开展正确的分析。