中子核截面在线多普勒展宽方法研究

由中子截面多普勒展宽带来的反应性温度效应对反应堆中子学计算结果具有重要影响。基于自由气体模型和对靶核速度随机抽样的在线多普勒展宽方法,可使用0 K温度下的中子截面对给定温度的问题进行蒙特卡罗计算,摆脱对专用多普勒展宽程序的依赖。本文通过对在线多普勒展宽方法的程序实现,针对典型算例进行了验证和分析,证明了该方法能处理反应性温度效应,并对其适用性和未来发展前景进行了评价。     

基于分段高斯积分的在线多温度核截面生成方法研究

反应堆运行过程中温度不断变化,在模拟中常采用在线多普勒展宽方法生成各种温度下的中子核截面。已有的在线截面生成方法中,SIGMA1方法精度较高,但由于其使用了误差函数及泰勒级数展开方法,截面的生成效率偏低。本文基于FDS团队自主研发的超级蒙特卡罗核模拟软件系统SuperMC,针对不同能段截面的特点,发展了基于分段高斯积分的在线多温度核截面生成方法,在多普勒展宽共振峰较密集的区域使用高斯-厄米特积分方法,在低能区域使用高斯-勒让德积分方法,在保证核截面精度的同时提高了截面生成效率。通过典型核素截面的对比以及临界安全基准例题与多普勒反应性系数基准例题的测试,本文方法与SIGMA1方法相比平均计算效率提高5倍以上,且展宽温度越高,效率提升越明显。证明了该方法能够快速并准确地生成各种温度下的中子核截面,可用于反应堆多物理耦合计算。     

多普勒展宽函数ψ（ξ，Y）和χ（ξ，Y）的蒙特卡罗数值积分法计算

多普勒展宽函数ψ（ξ，Ｙ）和χ（ξ，Ｙ）的蒙特卡罗数值积分法计算李兆桓（中国原子能科学研究院）关键词共振截面，多普勒效应，共振与势散射之间干涉当介质温度升高时，中子共振截面峰逐步变宽，这一现象称为多普勒展宽效应。共振和共振与势散射之间的干涉的多普勒展...     

贝叶斯理论在脉冲裂变中子能谱诊断中的应用

本文建立了以贝叶斯理论为基础的脉冲裂变中子能谱的数值迭代计算方法,解决了脉冲裂变中子能谱测量的技术难题。对脉冲裂变中子空间输运、物质衰减、探测器灵敏度等进行了分析,将脉冲裂变中子能谱在空间传输中的飞行展宽时间谱理解为出壳时间谱在不同测点的概率分布函数,脉冲中子在不同测点的信号强度分布是出壳时间谱和脉冲中子能谱飞行展宽时间谱的卷积信号,将物质衰减、探测器灵敏度响应等转换环节对中子能谱的影响因子进行了分别处理,消除了通道物质对中子能谱衰减和探测器非线性灵敏度等因素对脉冲裂变中子能谱解谱的影响。研究结果表明,对距辐射源5 m和10 m处的中子波形进行数值处理,均能获得理想的脉冲裂变中子能谱,当考虑传输系统响应函数对中子波形影响时,仍能获得较理想的中子能谱。     

基于改进Gauss-Hermite方法的在线多普勒展宽方法研究

温度对核截面的效应对反应堆中子学计算有重要影响,同时也是热工反馈的基础。准确、高效且内存占用较少的蒙特卡罗截面在线温度处理方法是其中的关键。基于多普勒展宽理论及Gauss-Hermite求积组,可使用基准温度下的截面对任意温度进行展宽计算,实现蒙特卡罗粒子输运过程中的在线多普勒展宽。本文针对传统Gauss-Hermite方法存在的问题,对该方法进行了改进,并利用典型压水堆算例进行了验证分析。结果证明,改进算法显著地提高了效率,为在线多普勒展宽方法在多物理耦合中的应用提供了基础。     

NECP-Atlas中共振弹性散射核处理模块的开发与验证

在多群截面和散射矩阵产生中考虑了靶核热运动以及共振弹性散射。首先,采用了任意勒让德阶数的各向异性共振弹性散射核公式,以计算准确的多普勒展宽能量转移核。使用了半解析积分方法来进行共振弹性散射核的计算。结合共振弹性散射核计算,提出了一种线性化方法来产生共振弹性散射核插值表。利用该插值表可精确插值共振弹性散射核以减少计算成本。其次,基于共振弹性散射核开发了慢化方程求解器从而代替传统的渐进散射核。该求解器可以正确地考虑中子上散射效应对于中子能谱的影响。在多群截面归并时使用更加精确的中子能谱,以此可以得到更加精确的多群截面。上述所有方法都已集成至核数据处理程序NECP-Atlas。数值结果表明,所提出的方法可以为下游计算提供准确的多群截面;相比于传统方法所产生的多群截面及散射矩阵,当上散射效应被考虑时,使用确定论程序所计算的燃料温度系数以及特征值有较大的变化。     

基于改进Gauss-Hermite方法的在线多普勒展宽方法研究

温度对核截面的效应对反应堆中子学计算有重要影响，同时也是热工反馈的基础。准确、高效且内存占用较少的蒙特卡罗截面在线温度处理方法是其中的关键。基于多普勒展宽理论及Gauss-Hermite求积组，可使用基准温度下的截面对任意温度进行展宽计算，实现蒙特卡罗粒子输运过程中的在线多普勒展宽。本文针对传统Gauss-Hermite方法存在的问题，对该方法进行了改进，并利用典型压水堆算例进行了验证分析。结果证明，改进算法显著地提高了效率，为在线多普勒展宽方法在多物理耦合中的应用提供了基础。     

基于随机抽样的在线多普勒展宽研究

介绍了一种基于随机抽样的考虑靶核热运动的在线多普勒展宽方法,在每一个碰撞点精确展宽截面。该方法只读入零开式温度下的截面数据,不需要考虑模型材料中的温度分布,从而摆脱对专用截面加工程序的依赖。本文首先实现了基于随机抽样的多普勒展宽模块,在微观上对该算法进行验证,随后结合自主堆用蒙特卡罗程序(RMC),实现了RMC的在线多普勒展宽功能,在宏观上对该算法进行验证,证明该方法能处理核截面的温度效应。     

基于数值积分的核截面在线生成方法研究

为准确模拟反应堆内不同温度下中子与各种材料间的相互作用,当反应堆堆芯温度变化时,需要在线生成不同温度下的反应截面。现有在线截面生成方法中,以MCNP6的曲线拟合法使用较为普遍,但该方法的截面生成效率偏低。为此,本文开展了基于数值积分的核截面在线生成方法研究,结合双指数变换与GaussHermite积分替代原有解析积分,提高展宽截面生成效率。典型核素与多普勒反应性系数基准例题结果显示,数值积分方法的曲线拟合计算效率比原始方法平均高10倍以上,且精度与原始方法相对偏差在1.54%以内,验证了本文方法的有效性,可用于反应堆多物理耦合计算。     

在MCNP中考虑共振弹性散射的修正方法

蒙特卡罗方法采用自由气体模型来考虑中子与靶核的弹性碰撞中的热效应。传统的模型假设绝对零度下的弹性散射截面是常数,忽略了截面的共振效应所带来的影响。为在自由气体模型中考虑共振弹性散射效应,采用多普勒展宽舍弃修正方法,修正了连续能量蒙特卡罗程序MCNP的自由气体模型,并对Mosteller轻水堆多普勒基准题进行了分析。数值结果表明：对于轻水堆,在热态零功率的情况下,忽略共振弹性散射会高估燃料棒的无限介质增殖因数（k_∞）40～100 pcm,热态满功率下高估140～200 pcm;忽略共振弹性散射给燃料温度系数带来7%～15%正的偏差。同时分析了新的抽样方法对计算时间的影响,以及共振弹性散射效应对中子出射能量分布的影响。     

铀钚中子裂变质量分布半经验公式的参数

一、引言对于铀钚中子裂变质量链产额随入射中子能量的变化,已积累了一些数据,Moriyama和Ohnishi(以下简称MO)提出了一个系统学公式,但是对铀钚同位素误差较大。Cook等人做了类似的工作,也还有值得改进的地方。本文用他们的公式拟合了~(235)U,~(238)U和~(239)Pu的实验编评数据,给出了新的参数,精确度有所提高,为进一步的改进提供了基础。     

30%TBP-煤油中亚硝酸同铀(Ⅳ)和硝酸的反应

文章研究了TBP相亚硝酸同轴(IV)和硝酸的反应,通过实验,求得亚硝酸氧化铀(IV)和亚硝酸与硝酸反应速率的经验式,它们分别为: -d[U(IV)]/(dt)=0.14[U(IV)][HNO_2]~(0.55)/[NHO_3]~(0.43) 和-(d[NHO_2]/(dt))_消=0.16[HNO_2][HNO_3]亚硝酸的变化速率为: d[HNO_2]/(dt)=0.14[U(IV)][HNO_2]~(0.55)/[HNO_3]~(0.43)-0.16[HNO_2][HNO_3]     

浙江省石煤开发利用对环境的放射性影响

本文报道了石煤开发利用中产生的对环境的放射性影响问题。石煤中U、~(226)Ra含量高,在其生产和利用过程中,如无任何控制措施,可以导致环境放射性污染。调查结果表明:浙江省石煤开发利用区土壤中~(238)U 和~(226)Ra 含量分别比对照区高2.4和2.1倍;陆地γ辐射水平比对照区高44%;石煤渣砖建房室内γ辐射剂量率比对照区高80%;石煤渣砖建房室内氡及其子体浓度最高分别可比一般砖建房高35和42倍,室内氡子体所致居民年附加有效剂量当量为41.2mSv;并导致钱塘江冰系某些局部江段中~(238)U 和~(226)Ra 浓度增加了一个数量级。     

基于低能特征峰的自然伽玛能谱测井方法探讨及实践

提出了一种新的自然伽玛能谱测井的方法,该方法仅探测低能伽玛射线,选定~(214)Bi的609.3keV和~(208)Tl的583.2keV特征峰分别作为铀道和钍道的计数窗口.采用HPGe伽玛谱仪对测井模型进行实验测量,获得的铀道、钍道测井曲线效果很好,验证了该方法的可行性,表明基于HPGe探头的铀矿伽玛测井研究前景诱人.     

SRM4350B河泥标准参考物质的比对测量结果分析

本文报道了国内在1982年用γ谱仪对环境放射性样品中多种核素进行同时分析的比对结果。各比对实验室分析了 NBS 的 SRM4350B 河泥标准参考物质中的十种放射性核素(~(60)Co,~(137)Cs,~(152)Eu,~(154)Eu,~(226)Ra,~(40)K,~(232)Th,~(235)U,~(238)U,~(228)Th)。文中对测量结果做了初步分析。     

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。     

宇宙射线缪子核材料快速检测算法研究

根据宇宙射线缪子库伦散射角进行核材料快速检测具有重要意义。本文利用Geant4获取的U、Pb、Fe的缪子库伦散射角数据集，分析缪子散射探测数据的分布特征。使用支持向量机测试了缪子散射探测数据的概率分布函数参数和峭度对不同材料分类的性能，提出基于分布特征的宇宙射线缪子核材料快速检测算法。结果表明，该算法仅用数量为10 000的缪子散射探测数据，能实现对相同厚度的U、Pb、Fe的分类，分类准确率达到989%以上。     

参加WHO IRC矿泉水中低水平放射性的分析比对

本文报道了1988—1989年我院参加世界卫生组织国际放射性参考中心(WHO IRC)组织的矿泉水中放射性分析比对的结果。参加这次分析比对的有14个国家的25个实验室,要求分析的核素包括天然铀、~(234)U、~(235)U、~(238)U、~(226)Ra 和~(210)Po,其放射性浓度在0.001—0.2 Bq/L 之间。有22个实验室向IRC 报告了分析结果,完成全部测定的实验室有5个(包括 IRC 和我院)。分析比对结果表明,我院的各项分析值与 IRC 参考值或各实验室的平均值比较接近。     

The impact of U resonance elastic scattering approximations on thermal reactor Doppler reactivity

The effects of accurate modeling of neutron scattering in ²³⁸U resonances are analyzed for typical light water reactor (LWR) and next generation nuclear plant (NGNP) lattices. An exact scattering kernel is formulated and implemented in a newly developed Monte Carlo code, MCSD (Monte Carlo slowing down), which solves a neutron slowing down in an infinite homogeneous medium and is used to generate resonance integral data used in the CASMO-5 lattice physics code. It is shown that the exact scattering kernel increases LWR Doppler coefficients by ∼10% relative to the traditional assumption of asymptotic elastic downscatter for ²³⁸U resonances. These resonance modeling improvements are shown to decrease hot full power eigenvalues by ∼200 pcm for LWRs and ∼450 pcm for NGNPs.     

C注入GaN光致发光和微区拉曼散射的研究

使用光致发光谱和微区拉曼散射谱的测量,研究了C离子注入原生无黄光发射的GaN。C离子的注入剂量范围为1013-1017cm-2。发光谱的研究表明,C注入的GaN经950℃高温退火后出现了黄光发射,而近带边发射峰的峰位则由于C注入产生的某种缺陷而发生了蓝移。拉曼谱的测量表明,GaN薄膜的应力不随C注入而改变。当注入剂量增加至1015cm-2时,出现了与无序激活拉曼散射相关的300cm-1峰,但随着注入剂量进一步增加,300cm-1峰减弱并未消失,这被归因于注入束流强度随注入剂量增大。