尼日利亚微堆低浓化的设计计算和实验验证

为了顺利开展低浓铀转化，使用MCNP、WIMSD和CITATION程序建立了尼日利亚微堆(低浓铀)模型，计算了尼日利亚微堆(低浓铀)的几个主要参数，并在微堆零功率装置上完成了零功率实验，测量获得中心控制棒、上铍、最外围元件、内辐照管和外辐照管等实验部件的反应性效率，实验数据和计算结果符合较好。完成了尼日利亚微堆(低浓铀)现场安全功能实验，实验结果证实尼日利亚微堆(低浓铀)具有良好的安全性能，标志着中国原子能科学研究院完成了尼日利亚微堆(低浓铀)低浓铀转化。     

微型反应堆燃料低浓化可行性初步研究

应用蒙特卡罗计算程序,模拟计算山东微堆的堆芯参数,包括keff、βeff、控制棒价值、上铍效率、内辐照中子通量以及停堆深度,计算结果与实验结果基本一致.保持微堆堆芯尺寸不变,采用低富集度UO2芯体燃料棒替换原来的高浓铀燃料棒,计算不同235U富集度下微堆的有效倍增系数keff,据此确定满足要求的UO2富集度为12.5%.在此基础上计算了富集度为12.5%的低浓堆芯参数,并与高浓堆芯参数进行了比较.结果表明,微堆燃料低浓化是可行的.     

微型反应堆卸料装置设计及可靠性分析

微型反应堆（简称“微堆”）低浓化及退役都包含乏燃料卸出的操作,而保证乏燃料安全卸出的关键设备之一就是卸料装置。现有的卸料装置在操作过程中会破坏微堆堆筒体密封性,并且无法恢复,但微堆低浓化后还需利用原有堆筒体进行装料运行,所以本文在此需求的基础上设计了一套新型的卸料装置,可在不分离筒节、不破坏筒体完整性及密封性的前提下完成卸料操作。新设计的卸料装置包含卸料操作工具和辅助机械装置两部分。卸料操作工具通过小盖开口即可实现燃料组件的抓取,实施吊装。卸出的微堆乏燃料具有很高的放射性,卸料操作工具配合辅助机械装置,可实现远距离起升平移的操作,这种设计便于屏蔽,同时可有效降低工作人员所受辐射剂量。对该卸料装置进行计算和可靠性分析,结果表明其强度远大于实际使用载荷,安全可靠,能较好地满足微堆使用需求。新型微堆卸料装置具有经济性好、易制备、易操作的特点,下一步将在国内外微堆低浓化卸料或退役中推广应用。     

低浓铀在IAEA基准装置IPEN-MB-01中应用的初步研究

为研究低浓铀燃料在加速器驱动的次临界系统(ADS)中的应用,阐述了IAEA基准装置IPEN-MB-01,并使用MCNP程序对次临界装载的IPEN-MB-01基准装置进行了初步模拟计算,对该装置在低浓铀(LEU)燃料装载下的keff,由D-D或D-T外源驱动下的ks、中子通量分布和中子能谱进行了计算,并简单说明参数的计算方法.计算结果与其他参与计算的国家的结果进行了比较,结果相近.     

微堆燃料低浓化可行性初步研究

微型反应堆（MNSR）是我国自主研究、开发、设计、建造的低功率研究性反应堆，采用的燃料是^235U富集度为90％的高浓度铀铝合金燃料。我国的第1座微型反应堆建成于1984年，随后在国内建有3座，国外建有5座商用微堆，其中，加纳、叙利亚和尼日利亚3座商用微堆是通过IAEA推广的。     

国际首座微堆低浓化改造成功实施“加纳模式”成功实现

正8月29日,加纳微堆高浓铀燃料安全、顺利从加纳运还中国。至此,由我院牵头的加纳微堆低浓化项目圆满完成。加纳微堆作为国外首个开展低浓化改造的微堆,其低浓化的成功实施,是中国政府在防止核扩散方面做出的一项重要贡献,是中国作为负责任核大国践行国家承诺、维护世界和平的重要标志,为其他国家微堆低浓化工作奠定了基础。     

国内资讯

正01我国完成加纳微堆低浓化项目准备工作,进入现场实施阶段5月27日上午,由中核集团承担的加纳微堆低浓化项目国内准备工作均已完成,低浓铀燃料正式启运。这标志着加纳微堆低浓化进入现场实施阶段,按计划年内完成加纳微堆堆芯低浓化改造。(摘编自中核网新闻中心2017年5月27日报道)     

原型微堆低浓化初步研究

利用蒙特卡罗计算程序,对高浓铀为燃料的原型微堆的有效增殖因数、控制棒价值、上铍反射层价值以及辐照座内的中子注量率等参数进行了计算。将计算值与实验结果进行了比较,两者基本相符。在原型微堆堆芯尺寸保持不变的情况下,将堆芯燃料元件芯体用富集度为12.5%UO₂替换UAl和用锆包壳替换铝包壳,对堆芯燃料低浓化方案进行了计算,给出了方案的计算结果。并利用RELAP5程序计算了原型微堆低浓铀堆芯阶跃引入4.0 mk反应性情况下反应堆的相关参数。     

波兰研究堆完成燃料低浓化改造 并将高浓铀燃料返还俄罗斯

【本刊2012年11月综合报道】美国国家核军工管理局（NNSA）于2012年9月25日宣布,在美国、俄罗斯和波兰政府的帮助下,波兰国家核研究中心（NCBJ）已成功完成波兰唯一一座运行中研究堆即玛丽亚（Maria）研究堆的燃料低浓化改造工作,这座原本使用高浓铀燃料的研究堆目前已转为使用低浓铀燃料。此外,近期还将近90千克高浓铀燃料从玛丽亚研究堆返还其原产国俄罗斯。     

低浓化微型中子源反应堆实现满功率运行

<正>3月26日,我院圆满完成我国首座微型中子源反应堆(微堆)低浓化改造,实现满功率运行。这标志着我国已完全掌握微堆低浓化技术,也是中美核安保领域的重大成果,荣获美国能源部"杰出成果奖"。2011年底,中国国家原子能机构批准我院与美国能源部阿贡实验室合作,对我院微堆进行低浓化改造,卸出微堆高浓铀堆芯,装入     

考虑6组缓发中子效应的中子倍增公式

导出了 6组缓发中子效应的中子倍增公式     

时空中子倍增公式研究

以中子倍增理论作为出发点,考虑到中子输运过程的空间连续性,将空间概念引入中子倍增公式中,建立了时空中子倍增公式。该公式可严格描述中子密度(中子注量率)随时间的变化,相对于考虑缓发中子在内的中子倍增公式,时空中子倍增公式具有更大的普适性。     

裂变堆中子转换成14MeV中子的研究进展

评述了裂变反应堆中子转换为１４ＭｅＶ中子的研究进展，讨论了核反应及转换器的结构。     

用于硼中子俘获治疗的医院中子照射器的反应堆光致缓发中子参数

在介绍单群扩散方程基础上,引入堆芯和反射层的中子价值,根据考虑了光致缓发中子及其价值因素的点堆动态方程,建立了利用现有计算程序进行计算和分析的方法,分析了医院中子照射器光致缓发中子的特性参数,在原有6组缓发中子基础上增加了9组光致缓发中子,为进一步进行用于硼中子俘获治疗的医院中子照射器反应堆的点堆动力学研究提供了重要参数。     

固体气泡损伤探测器中子探测效率的刻度

在２＊１．７ＭＶ串列加速器上用＾７Ｌｉ（ｐ,ｎ）＾７Ｂｅ、Ｔ（ｐ,ｎ）＾３Ｈｅ、Ｄ（ｄ,ｎ）＾３Ｈｅ和Ｔ（ｄ,ｎ）＾４Ｈｅ核反应产生的２０ｋｅＶ－１９ＭｅＶ单能快中子对中国原子能科学研究院研制的固体气泡损伤探测器进行了刻度。这种探测器可用于中子能谱和中子剂量测量。     

聚变脉冲中子源特性的近距离测量方法

介绍在近距离条件下,测量聚变脉冲中子源的时间谱、能谱和产额的一种方法-两测点解谱法,对该方法的局限性作了简要地讨论。     

用LAHET和MCNP程序研究散裂中子靶的中子学性能

利用LAHET和MCNP程序对ADS散裂中子靶进行模拟计算。因靶的基本物理性质随束流和靶形状的变化而改变,所以首先评估了源强和靶的几何形状对靶性质的可能影响,然后计算长1.2m、直径为0.6m的圆柱形液态铅靶在1GeV质子轰击下,靶内中子的产生和泄漏及能量的沉积等。与文献数据、实验数据进行了比较,符合良好。计算结果还表明:源强和几何的选择对中子产生和泄漏可产生较大影响;用液态铅作散裂靶时,中子产额和泄漏额较高,且泄漏能谱在可利用范围内,但能量沉积在靶中的分布极不均匀,这可能给传热带来问题。     

~(241)Am-Be源在煤中所形成中子场的参数拟合

研究了7种煤中主要元素对241Am-Be中子源在煤中形成中子场的影响,给出了描述中子场中快中子和热中子数量变化曲线的经验公式和拟合参数。     

易水湖水下天然中子测量

使用研制的以球形3 He正比计数器为中子灵敏元件的水下中子测量装置对易水湖水下1~25m范围内不同深度处的天然中子进行了测量,并结合相应的蒙特卡罗模拟,获得了易水湖水下不同深度处的低能天然中子产生速率和注量率随湖水深度的变化规律。结果表明:在易水湖水面下方1~10m范围内,低能天然中子产生速率c(cm~(-3)·s~(-1))随深度h(cm)呈指数规律下降,关系式为c=2.7×10~(-5)e~(-0.005 7h),10m以下的变化较为平缓。根据测量结果外推,在易水湖水面附近,水中低能天然中子的产生速率约为2.7×10~(-5) cm~(-3)·s~(-1)(或2.7×10~(-5) g~(-1)·s~(-1))。     

Investigation of the Neutron Production Mechanism in a 20 kJ Plasma Focus Device

Neutron production mechanisms in a medium energy plasma focus device (20 kJ) were investigated. The time-resolved hard X-ray, neutron signals were obtained with two detectors based on a plastic scintillator–photomultiplier combination located at two different angles (0°, 90°) to the plasma chamber and 10 m from the top of the anode. Neutron signal intensities at 0° and 90° were recorded for comparison. Neutron intensity width results in a distribution of neutron energy in the 0°, direction greater than the energy of thermonuclear neutrons (2.45 MeV).