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.     

大阶跃反应性下考虑燃料温度反馈时的中子倍增公式

用有燃料温度反馈的中子倍增公式对输入大阶跃反应性的反应堆超瞬发临界变化过程进行研究。通过与经典中子动力学数值解法进行对比,计算结果基本一致;求得不同初始功率下反应性和功率的变化规律,并进行分析讨论,得出中子数与反应性在反应性大于缓发中子总份额时呈二次函数关系,其结论可作为弹棒事故等大阶跃反应性引入的反应堆安全分析的理论依据。     

准宏观中子噪声测量分析系统的开发

基于LabVIEW平台开发了反应堆准宏观中子噪声测量分析系统.布置在次临界反应堆附近的3 He计数管输出的中子脉冲信号,经过若干仪器模块和PCI - 6602数据采集卡,送入计算机,通过频谱分析可以得出次临界反应堆的瞬发中子衰减常数.该系统已经过实验的验证.     

高次谐波滤除方法在ADS次临界堆瞬发中子衰减常数计算中的应用

欧盟开展的外源倍增(MUSE)系列实验表明:脉冲中子源(PNS)方法是一种适用于深次临界堆中子增殖系数(keff)测量的方法,在PNS方法中,瞬发中子衰减常数α的准确与否是精确测量keff的关键.本文针对“快热”耦合次临界装置——“启明星1#”上的α测量进行分析,采用高次谐波滤除方法,得到拟合α值的时间区间,在该时间区间内得到的α与探测器位置无关.同时将由α计算出的次临界系统的瞬发中子倍增系数kp与蒙特卡罗程序(MCNP)计算结果进行对比分析,两者符合较好.研究表明:高次谐波滤除方法可有效避免α值测量依赖于探测器位置的问题,由该方法得到的α值可用于加速器驱动洁净核能系统(ADS)次临界反应堆keff离线监督.     

中子束流装置对反应堆临界影响实验研究

在微型反应堆零功率实验装置上采用外推临界法和周期法,测量了在微型反应堆外添加或去掉中子束流装置时反应性的变化值,研究了不同材料的中子束流装置对反应堆临界的影响变化,实验结果可用于检验反应堆理论计算和孔道设计.     

ADS次临界反应堆的中子共轭方程

与临界反应堆相比,ADS次临界反应堆的外源中子和裂变中子的空间分布具有严重的不均匀性,对应的中子价值也不同。本工作对次临界反应堆的稳态输运方程作分群扩散近似,得到了多群方程,进一步推导出按堆芯功率归一化的中子共轭方程表达式和与功率相关的中子价值函数表达式,给出了次临界反应堆中子价值的物理意义。由稳态中子共轭方程组出发,给出了两种带外加中子源的次临界反应堆增殖因数的表达式。     

大型集成多功能中子学计算与分析系统VisualBUS 的研究与发展

中子学计算与分析是反应堆物理与辐射防护设计、燃料循环管理优化和核安全分析的基础.在广泛深入调研国内外中子学程序发展现状和趋势的基础上,采用国际上先进的中子学模拟计算技术和现代计算机软件技术,设计和研发了基于网络的大型集成多功能中子学计算与分析软件系统 VisualBUS,可用于裂变、聚变和各类混合次临界反应堆系统以及加速器等辐射装置的计算与分析.一系列国际基准校验计算和实际应用表明了该系统的正确性和有效性.本文重点介绍该系统的研发概况、技术特点和测试与应用情况.     

用核噪声方法测量氢化锆零功率堆的瞬发中子衰减常数

瞬发中子衰减常数α是反应堆的重要动态参数,由次临界和临界状态下的瞬发中子衰减常数可以刻度出反应堆的次临界深度。在瞬发中子衰减常数的测量中,脉冲中子源方法是经常使用的非常成熟的方法。本文叙述另一种方法——核噪声方法测量瞬发中子衰减常数,这种方法使用中子探测器,探测堆内中子水平的涨落,通过对中子涨落信号的分析处理,导出瞬发中子衰减常数α。与脉冲中子源方法相比,核噪声方法的优点是测量方法简单,只需在反射层内放置中     

中子学计算多目标优化程序开发及其初步应用

中子学优化设计是进行复杂反应堆中子学设计的重要步骤之一。本文发展了中子学计算多目标优化程序MOO1.0(Multi-Objective Optimization Code),该程序能够在给定的约束条件下,通过自动调节指定区的材料体积份额、几何尺寸等参数使得给定的多个中子学目标参数达到全局最优。通过实例测试初步验证了程序的有效性,并将其应用到聚变驱动次临界堆气冷增殖包层结构增殖性能的计算中。     

溶液堆气泡效应测量

在次临界堆（如ADS次临界堆）物理实验中,反应堆动态参数的测量很重要,通常测量瞬发中子动态参数伍的值。反应堆在各种不同次临界装载下的α值可反映堆的次临界深度及相关的中子动力学特征。自主开发的费曼方差平均比方法测量系统是基于计算机数据采集和处理分析的系统,为建设数字化反应堆物理实验室起到一定的促进作用。     

界面流方法二维六角形组件计算

讨论了用界面流方法计算二维六角形组件中子通量分布。从积分输运方程出发,导出了一种简便的数学模型,在子区内采用平源通量近似,并假设中子发射和散射为各向同性。在子区表面上,中子通量的空间分布为常数,中子角通量分布通过伴随勒让特多项式展开表示,采用DP_1近似。推导出界面流方程组,给出了泄漏、穿透几率矩阵及其矩阵元素的表达式及计算方法。根据提出的数学模型,编制了TPHEX程序,对二维六角形组件进行了计算,本程序可用于水堆六角形燃料组件计算。     

Prediction of the neutrons subcritical multiplication using the diffusion hybrid equation with external neutron sources

We used the neutron diffusion hybrid equation, in cartesian geometry with external neutron sources to predict the subcritical multiplication of neutrons in a pressurized water reactor, using a 1/M curve to predict the criticality condition. A Coarse Mesh Finite Difference Method was developed for the adjoint flux calculation and to obtain the reactivity values of the reactor. The results obtained were compared with benchmark values in order to validate the methodology presented in this paper.     

一个新的中子倍增公式

本文用去耦合法解点堆中子动力学方程，导出了一个新的中子倍增公式。该公式计及了缓发中子效应，因此，与老的中子倍增公式相比，更好地描述了中子倍增的物理过程。     

Effects of neutron spectrum and external neutron source on neutron multiplication parameters in accelerator-driven system

The neutron multiplication parameters: neutron multiplication M, subcritical multiplication factor k_s, external source efficiency φ^*, play an important role for numerical assessment and reactor power evaluation of an accelerator-driven system (ADS). Those parameters can be evaluated by using the measured reaction rate distribution in the subcritical system. In this study, the experimental verification of this methodology is performed in various ADS cores; with high-energy (100 MeV) proton–tungsten source in hard and soft neutron spectra cores and 14 MeV D–T neutron source in soft spectrum core. The comparison between measured and calculated multiplication parameters reveals a maximum relative difference in the range of 6.6–13.7% that is attributed to the calculation nuclear libraries uncertainty and accuracy for energies higher than 20 MeV and also dependent on the reaction rate distribution position and count rates. The effects of different core neutron spectra and external neutron sources on the neutron multiplication parameters are discussed.     

外中子源增殖效应的数值模拟计算分析

用Monte—Carlo方法模拟了外中子源在次临界堆中的倍增过程。通过对多种外中子源输入的模拟计算,研究分析了ADS系统中次临界堆的物理特性。     

核临界安全中的监督现场测量技术--源倍增方法的某些问题

给出了核临界安全中监督现场的测量技术——源倍增法的实验理论和实验方法。源倍增法实际测量的是有源次临界中子有效增殖系数k2而不是中子有效增殖系数Keff。在铀溶液核临界装置上进行了实验研究用源倍增法测量了次临界系统在外中子源作用下铀溶液不同液位的有源次临界中子有效增殖系数k2;用周期法测量了单位铀溶液位的反应性系数,然后用临界液位与次临界液位之差乘以单位铀溶液位的反应性系数,给出系统次临界液位时的反应性．由反应性给出传统观念上的中子有效增殖系数keff 。讨论了它们的差别及对核临界安全的影响。     

少群定态中子扩散方程的一个解法及其应用

文章推导了二维中子扩散方程的差分方程、求解差分方程的线超松弛迭代（称内迭代）公式，给出了裂变源项ψ的迭代（称外迭代）公式、有效增殖因子Ｋ＿（ｅｆｆ）的计算公式以及内外迭代的收敛准则，叙述了这个解法在计算机上实现的大概过程。该计算机程序用于高通量堆计算（考验０９的各种材料）和重水反应堆的改进计算。     

铑自给能中子探测器的灵敏度

本文给出了铑自给能探测器的热中子灵敏度和中子灵敏度的理论计算公式、燃耗修正公式以及不同中子温度下的换算公式。运用这些公式对ZTRh 123型铑自给能探测器的热中子灵敏度和中子灵敏度进行了理论计算,并在反应堆中对其进行了实验验证。其结果表明,理论计算值和实验标定值是相吻合的。其偏差:热中子灵敏度为8.5％,中子灵敏度为3.9％。     

Criticality of the thorium burnup in equilibrium state

The effective neutron multiplication factor (k_eff) as a function of burnup for different volume coolant (CoR) and fuel (FR) to cell ratio is presented. Additionally the Conversion Ratio (CR) of Th-232 to U-233, concentration of U-233, fissile and fission products calculation as a function of burnup are presented. The assembly is a critical reactor which makes volumes of coolant and fuel changes possible. In addition, an analytical model of calculation of k_eff as a function of U-233 and a poison concentration in equilibrium state are presented. One can achieve the criticality of Thorium Breeder Reactor (TBR) for enough high average neutron energy which one can obtain in Fast Breeder Reactor (FBR) only. The maximal value of CR and burnup for case of k_eff ≥ 1 achieves 1.4 and 360 GWd/MTU, correspondently. The calculations were done with a MCNPX 2.7 code using F₂Be, Na and Pb coolants.