基于D-T聚变中子源的双功能液态铅锂包层中子学实验

中国双功能锂铅包层(Dual Functional Lithium-Lead,DFLL)是由中国科学院合肥物质科学研究院核能安全技术研究所设计的用于聚变反应堆的液态包层.由于聚变反应堆氚增殖包层的设计高度依赖于中子计算,为验证DFLL包层设计中所使用的核数据库和仿真软件,建立了DFLL包层实验模块,并基于D-T聚变中子...     

聚变-裂变混合堆外中子源效应

聚变-裂变混合堆(FFHR)作为聚变驱动次临界系统(FDS),具有良好的物理性能,能够实现产能、氚增殖、嬗变核废料等功能。采用COUPLE程序研究了水冷混合堆包层的铀水比和中子倍增剂对中子源效率的影响。结果表明:包层能谱越硬,外中子源效率越高;适当加入中子倍增剂Be可使外中子源效率增加。研究结果对进一步改进聚变-裂变混合堆的概念设计具有一定的指导意义。     

强流氘氚聚变中子源HINEG设计研究

强流氘氚聚变中子源HINEG(High Intensity D-T Fusion Neutron Generator)研发分两期:HINEG-Ⅰ为直流脉冲双模式,已成功产生中子强度1.1×10~(12)n/s的氘氚聚变中子,并实现连续稳定运行;HINEG-Ⅱ中子强度设计指标为10~(14)~10~(15)n/s量级,重点突破强流离子源和高载热氚靶技术。HNEG中子源可开展中子学方法程序与核数据、辐射屏蔽与防护、材料活化与辐照损伤机理和部件中子学性能等核能与核安全研究,同时也可在核医学与放射治疗、中子照相等领域拓展核技术应用研究。本文简要介绍HINEG总体设计方案与关键技术研究进展。     

核反应堆屏蔽计算堆芯中子源强生成方法研究

中子源强作为输运计算的重要输入参数,数值结果直接影响反应堆屏蔽计算精度。源强受几何模型、燃耗和功率分布的影响,其分布趋势存在明显差异。通过研究源强径向分布特点,基于中子价值生成堆芯各组件几何权重,对权重高的外围组件与径向功率分布梯度较大区域的网格源强进行精细计算。轴向不同高度位置采用分层处理,降低轴向功率峰因子对结果稳定性影响。采用体积权重法进行源强网格与几何网格映射,保证总源强守恒。NUREG/CR-6115基准题的数值验证结果表明：多权重源强网格映射算法与平均源强计算方法输运结果相比,快中子注量率相对误差均方根降低了18.46%。多权重源强网格映射算法可获得准确的源强分布,提高屏蔽计算精度,满足工程应用需求。     

HT-7超导托卡马克上聚变中子产额和中子注量率分布计算

利用所编制的三维托卡马克中子计算程序,计算了HT-7装置上中子产额随等离子体中心离子温度与密度的变化.同时计算了中子注量率及其在空间不同位置与方位角的分布特性.考虑了离子温度与密度分布的形状因子不同所带来的误差.计算结果为中子诊断和中子辐射防护等提供了依据.     

从聚变到聚变堆的几个关键技术障碍

受控核聚变自五十年代中期,以具有作为潜在新能源的前景,受到人们的重视。许多工业发达国家的著名科学实验室纷纷开展这方面的研究。三十年来创造出许多结构各异的实验装置,其中以磁约束型的托卡马克装置取得很大的进展。据报道,美、苏、日、西欧分别研制的TFTR、T-15、JT-60、JET四个这类装置不久可进行“点火”试验,可以想象核聚变装置从实验成功到发展成为可作为实用能源的聚变堆,还须做大量的工作。本文就它走向这个实用目标将会遇到的关键技术障碍作扼要的叙述。这些障碍估计在:(1)燃料的来源;(2)能的转换与输运;(3)安全防护和设备维修等三个方面特别显得突出。国内外的有关科技工作者对这些问题均已有过若干论述。这里只是从应用核技术的角度较系统地来看这些技术障碍的性质和特点。     

用金活化法测定加速器中子源中子注量及MCNP4C修正

在四川大学720所2.5MeV静电质子加速器上,由核反应7Li(p,n)7Be,T(p,n)3He产生中子,对中国工程物理研究院研制的新型中子探测器进行效率刻度实验中,需要知道探测器位置处的中子绝对注量,为此我们测量了0.165、0.352、0.576、1.400MeV四个能点的中子注量。测量方法采用的是金活化法,在实验测量中,由靶头材料、冷却水层和样品的包层材料等引起的多次散射效应及中子在样品中的自屏蔽效应等均对实验结果产生影响。这些因素在实验中不可避免,也难以通过实验方法扣除,因此用Monte Carlo程序MCNP4C对上述效应进行了修正计算。     

聚变-裂变混合堆设计研究

利用MCNP5和MONK9A程序对聚变驱动裂变混合堆进行了初步研究,在等离子体第1壁外侧依次包覆长方体形状的燃料组件和产氚组件,形成裂变堆芯包层和产氚区.对分别装载贫铀、天然铀、贫铀MOX和天然铀MOX等4种燃料的混合堆进行了研究分析,其中,后两种燃料在整个运行寿期内的功率放大倍数和氚增殖比满足设计要求.通过随燃耗变化的同位素含量分析,初步探讨了混合堆的铀-钚燃耗循环策略.     

252Cf自发裂变谱形对中子反射实验数值模拟的影响

针对裂变源中子反射实验中涉及到的中子源能谱问题,选取两套用公式拟合、被普遍认可的252Cf自发裂变能谱,分别将其应用于该类实验的数值模拟中。对实验测点的中子注量及裂变反应率进行了对比研究,结果表明,相对于Maxwell谱,Watt谱能更好地与实验结果符合。     

Cusp-stabilized mirror-based neutron source

An optimally sized Fusion Engineering Test Facility should produce 10–20 MW of power at 2 MW/m² steady-state wall loading. Because mirror cells do not scale with size, one can choose the fusion power and wall loading free from minimum size constraints. A cusp stabilized axisymmetric mirror is seen to be ideally suited for this purpose due to excellent access, a simple coil set, and good MHD properties. We present parameters for a proof of principle experiment as well as for a neutron source facility.     

离子源及厚靶参数对氘氚反应中子源中子产额的影响

用厚靶氘氚(D-T)反应中子产额的计算方法模拟计算了入射氘离子能量为120 keV时D-T中子源的中子产额。研究了氘离子源产生的束流中单原子氘离子(D+)及双原子氘离子(D2+)比例对中子产额的影响。结果表明,提高D+比例,同时降低D2+比例将有效提高中子产额。另外还研究了不同靶膜材料及组分引起的中子产额变化。表明中子产额与靶膜中氚的含量成正比,与靶膜元素的原子质量成反比。同时分析讨论了离子源品质及靶参数对中子源整体性能的影响,得出离子源束流品质的提高对中子源整体的设计至关重要。最后,模拟计算了靶膜表面有氧化层情况下中子产额的变化,并与实验结果作了对比。在此基础上提出了一种新的靶设计方案,并对其物理可行性进行了研究。     

9Be(d,n)加速器中子源中子照相的研究

加速器中子源比反应堆中子源更具灵活性,北京大学正在发展基于RFQ加速器的小型中子照相装置.为了更好地设计和优化此装置,实现高品质的中子照相,我们在北京大学4.5 MV静电加速器上建立了中子照相实验平台,包括科学级制冷、高灵敏度、低噪声的CCD数字成像系统,模拟基于厚铍靶9Be(d,n)反应RFQ中子源的条件,并利用此系统开展中子成像技术的研究.实验在像平面热中子注量率为5×103 cm-2·s-1或快中子注量率为3.7×104 cm-2·s-1的情况下获得了一定质量的热中子及快中子照片.当利用RFQ直线加速器强中子源时将可获得更高质量的图片,从而可以满足大多数的应用需要.     

Supermirror neutron guide system for neutron resonance spin echo spectrometers at a pulsed neutron source

A neutron guide system for neutron resonance spin echo spectrometers has been constructed at BL06 of the Japan Proton Accelerator Research Complex, Materials and Life Science Experimental Facility. The spectrometers consist of two types of neutron spin echo instruments, a modulated intensity by zero effort instrument (MIEZE) and a neutron resonance spin echo instrument (NRSE), to cover a wide energy range for various sample environments. A neutron beam from the moderator is deflected by supermirror neutron guides, split, and separately guided into the MIEZE and NRSE. The characteristic wavelengths of the neutron guide tube for the MIEZE and NRSE are 2.9 and 4.9 Å, respectively. The cross sections of the exit of the MIEZE and NRSE guides are 15 mm × 50 mm and 30 mm × 50 mm, respectively. The neutronics and shielding design were optimized by using the heavy ion transport code system (PHITS), and the absolute average neutron fluxes at the exits of the MIEZE and NRSE guides are estimated to be 2.7 × 10⁸ and 6.9 × 10⁸ n/cm²/s/MW, respectively. The measured fluxes of the MIEZE and NRSE neutron guides are 0.56 and 0.95 times the calculated values, respectively.     

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.     

脉冲中子在煤中所形成中子场的研究

本文采用蒙特卡罗计算程序MCNP(Monte Carlo N-Particle Transport code),对煤炭中Ti、Si元素量的变化前后14MeV脉冲中子源在煤中形成的中子场进行了计算.其中Ti元素量的变化对中子场影响程度较大,Si元素则较小.实验事实验证了分析结果.     

外中子源驱动式核电源

外中子源驱动式核电源是新型核电源系统,能满足深空探测任务的需求.对该核电源的简化模型做了MCNP模拟,其比功率和功率分别为4.45 W/g和9.88 kW,比功率是通用型热源放射性同位素温差核电源(GPHS-RTG)的8倍,名义功率是GPHS-RTG的3.54倍.由GPHS-RTG模块的细致模型计算,该核电源的比功率和...     

Cold neutron source at KAERI, Korea

The HANARO (High-flux Advance Neutron Application ReactOr), an open tank in a pool type multi-purpose research reactor, generating a high neutron flux (fast: 2.1 × 10¹⁴ n/cm²/s, thermal flux: 5 × 10¹⁴ n/cm²/s) has been operating at 30 MWth since its first criticality in February 1995. The HANARO provides neutrons to various utilization and research groups for global competition. Based on the world-wide trend for an availability of cold neutrons and the national demand for taking full advantage of such a strong neutron source, Korean government decided to commence with the cold neutron source (CNS) project at the HANARO on 2003. The HANARO will be equipped with a vertical liquid hydrogen-moderated CNS within the next 3 years. A moderator cell, made of 1 mm thickness of aluminium 6061-T6, whose shape is a double cylinder type and is connected to a heat exchanger, establishing two phase flow by a natural convection. These components are contained in the vacuum chamber. The cold neutron flux will be 3.9 × 10⁹ n/cm²/s at the reactor face and approximately 8.4 × 10⁸ n/cm²/s at the location of the instruments. This paper presents the current status and future prospect of the CNS project driven by KAERI, Korea.