氢化锂热化效应机理研究

氢化锂（LiH）以其低密度、高熔点、较高的H原子份额等良好的热物性,被用作空间核热推进反应堆的慢化剂和屏蔽材料。考虑到低能区LiH热中子数据的缺失使得数值模拟结果与实际相差很大,本文对LiH热化效应机理进行初步研究,基于第一性原理方法计算了LiH的声子谱,采用GASKET和NJOY程序建立LiH热散射律和散射矩阵的计算模型,制作成MCNP的ACE格式的LiH热中子截面数据库。对比文献结果和ZrH2热散射截面,分析差异的原因,采用Debye模型的抛物线效应修正了次级能量分布情况。该截面值可为下一步高温粒子球床堆物理建模提供必要的数据。     

CENACE热散射中子文档的研制

为模拟计算相关中子学问题,中国核数据中心研制了ACE格式的多温度连续能量点截面库CENACE。其中,为计算热中子相关问题,采用NJOY99程序,将ENDF/B-Ⅶ.1库中18种材料的热散射率数据制成ACE格式的热中子散射数据。为验证热中子ACE文档的完整性和可用性,对加工得到的数据进行绘图测试,并将热散射截面的计算结果与实验测量值进行比较。测试结果表明,所有ACE文档数据准确可靠,不存在异常或不合理等现象;对于常见反应堆慢化剂材料,新制作的热散射数据与实验值符合良好,个别材料的热散射率评价数据有待进一步改进。     

基于TMSR-PNS装置0.008〜0.1 eV能区Th的全截面测量

Th是Th-U燃料循环的起始核素,其核数据精度关系到Th-U转换性能。基于TMSR-PNS中子源采用透射法对高纯ThO2样品进行测量,得到ThO2的全截面实验数据。利用ENDF/B-Ⅶ.1库中氧的评价数据,扣除氧的全截面,得到Th的全截面。测量结果显示,Th的全截面在0.02~0.1 eV能量范围测量数据的不确定度为3.25%~4.51%,与ENDF/B-Ⅶ.1库评价数据差异在实验误差范围内。中子能量小于0.02 eV时Th的全截面实验数据出现了布拉格散射结构,其与ENDF/B-Ⅶ.1库UO2的U热中子散射截面类似。     

超临界CO2临界流稳态试验研究及模型验证

反应堆发生破口事故时,由于堆内处于高温高压状态而外界压力很低,破口处可能出现临界流动现象,临界流动特性对事故进程有较大影响,破口临界流量的准确估算对超临界水堆的安全分析更为重要。针对喷放为两相流动的工况范围,以超临界CO₂为工质,采用直径2 mm、长径比1～20的喷管试验段在超临界压力下开展了临界流稳态试验,获得了系统可靠的试验数据,研究了滞止压力、滞止温度以及喷管长径比对临界流量的影响。使用获得的超临界CO₂试验数据验证了临界流热平衡通用模型的通用性和准确性,发现其可以较好地预测超临界工况下的临界流量。本文研究补充了临界流动试验数据库,为临界流模型的验证和改进积累了试验数据。     

星球表面用核反应堆临界安全分析

核反应堆电源具有寿命长、可全天候工作等特点,可作为星球表面及其他深空探测任务的电源。针对星球表面用核反应堆电源在发射过程中重返地面的临界安全问题,提出了星球表面用核反应堆的临界安全分析要求、分析假设与模型,并对反应堆临界安全特性及采取的临界安全措施进行了计算分析。计算结果表明,不同假设掉落环境下的星球表面用核反应堆的有效增殖因数均小于0.98,满足临界安全要求。反应堆通过采用Mo-14%Re合金结构材料、设置相对较厚的堆芯反射层以及在反射层包壳和堆芯外围涂覆Gd₂O₃涂层等措施有利于确保反应堆在事故时处于次临界状态。     

西安脉冲堆~(99)Tc、~(129)I热中子嬗变计算方法与实验验证

为了研究利用西安脉冲堆(XAPR)热中子开展99Tc、129I嬗变的可行性,对乏燃料中长寿命裂变产物(LLFP)99Tc和129I核素的热中子嬗变计算方法进行理论与实验研究。利用NJOY程序,以ENDF/B VII.0库为基础,制作99Tc和129I在XAPR堆芯辐照温度下的蒙特卡罗程序(MCNP)截面库,并分析不同参数对截面数据的影响。采用ACE(A Compact ENDF)格式截面库和燃耗程序CINDER’90自带的63群活化截面,利用MCNP程序对ORIGEN2数据库中99Tc和129I的辐射俘获截面进行修正,用ORIGEN2程序分析一定规格的99Tc和129I靶件在XAPR内辐照后的嬗变情况。与实验结果值进行比较,截面数据的差异主要来自中子注量率测量值与实际值的误差,结果证明利用XAPR开展99Tc和129I嬗变是可行的。     

钯催化H2O2分解的机制探讨

高放废物（HLW）处置库近场地下水的辐解能够产生H₂O₂,其被裂变产物合金颗粒（ε-颗粒）的催化分解属于多相表界面反应。本工作选用钯粉模拟ε-颗粒,采用高压反应釜研究体系总压和H₂分压对反应的影响,并按一级动力学模型拟合实验数据。添加HO·的捕获剂和淬灭剂的实验证明无H₂反应过程中存在HO·的生成步骤。钯的催化活性及形态变化与反应时间的关系表明,产物氧吸附在钯的表面对反应具有毒化作用。通过持续监测滤液中H₂O₂浓度的变化,发现溶液中存在类似于Haber-Weiss的反应持续消耗H₂O₂。推导出钯对H₂O₂分解的机制过程和影响因素,为处置库的安全评估提供基础数据。     

单晶硅表面钝化层在低能电子辐照前后的SIMS和XPS分析

为了研究低能电子辐照对单晶硅器件表面钝化材料中产生的化学微结构的变化,在轻掺杂P型单晶硅基底上制作了三种表面钝化膜,分别是单一SiO₂钝化膜、SiO₂/Si₃N₄复合钝化膜、硼硅玻璃/Si₃N₄复合钝化膜,开展了表面钝化单晶硅在最大能量70 keV的加速器电子束下的辐照实验。样品在空气气氛下辐照6 h,用二次离子质谱(SIMS)测试了辐照前后三种表面钝化膜中Si、N、B的纵深变化,同时用Ar离子刻蚀X射线表面光电子能谱(XPS)对Si元素的化学结合状态进行测试分析。结果表明:对单一SiO₂钝化的轻掺杂P型材料,辐照在SiO₂/Si界面产生明显的材料结构变化,界面附近的SiO₂不再是完整化学计量比,而是SiO_x(x<2);对SiO₂/Si₃N₄复合钝化的轻掺杂P型材料,辐照对SiO₂     

任意温度下H_2O中H中子热散射律数据研制

轻水反应堆堆芯模拟计算需在较宽的温度范围内进行,热中子能区(4eV以下)H_2O中H的热散射律数据对计算有很重要的影响。目前主流基础评价核数据库中,H_2O中H的热散射律数据均在有限的几个温度点上给出,因此计算只能在这些温度下精确进行。为提高轻水反应堆模拟计算的可靠性,基于IKE热中子散射模型,给出了293.6~1000 K范围内任意温度下H_2O中H的热散射律数据的计算方法,并制作了系列H_2O中H的温度间隔为10 K的热散射律数据。利用制作的热散射数据和MC输运计算程序,模拟分析HMF004基准实验和VENUS3轻水反应堆在不同慢化剂温度下的有效增殖因数(keff)。计算结果符合物理规律,验证了H_2O中H的热散射数据的制作是正确的。     

CEFR-MOX新燃料组件运输货包临界安全计算

易裂变材料运输过程中重要的安全问题之一是临界安全。在对运输货包进行临界安全分析中必须要同时考虑多货包阵列形式、事故后货包损伤对临界安全影响、最佳水慢化条件等因素。本文采用MCNP 程序针对CEFR-MOX新燃料组件运输货包进行了临界安全计算。计算结果表明:MCNP程序(采用核截面库为ENDF/B-V库)对本问题的次临界限值为0.924 6;正常运输条件下无限个运输货包的最大k_eff值为0.574 4,运输事故条件下无限个运输货包的最大k_eff值为0.659 7。根据临界安全指数的定义,确定CEFR-MOX新燃料组件运输货包的临界安全指数为0。     

核数据处理程序NECP-Atlas的开发与验证

本文开发了自主化的核数据处理程序NECP-Atlas,该程序将不同的核数据处理功能封装为不同的程序模块,可将评价核数据经过共振重构及线性化、多普勒展宽计算、不可分辨共振区处理、热中子散射计算、多群截面计算等过程,处理为WIMS-D/E格式多群数据库。采用WLUP（WIMSD library update project）基准题、国际临界安全基准题ICSBEP（international criticality safety benchmark evaluation project）等对NECP-Atlas加工产生的核数据进行验证,结果显示NECP-Atlas和NJOY-2016程序精度相当。     

The effect of modern thermal neutron scattering sublibraries on criticality safety evaluations of wet storage pools

Within the framework of a recent criticality safety evaluation (CSE) performed for the licensing of a new commercial wet storage pool using MCNPX-2.5.0 along with the ENDF/B-VII.0 and JEFF-3.1 continuous energy cross-section libraries, the maximum permissible initial fuel-enrichment limit for water reflected configurations was found to be dependant upon the applied neutron cross section library. More detailed investigations showed that the difference is mainly caused by different sublibraries for thermal neutron scattering based on parameterizations of the S(α, β) scattering matrix. This paper addresses the main findings of these investigations and emphasizes which configurations are particularly sensitive to the parameterization of S(α, β) applied in the CSE analysis. The results are presented in an attempt, on the one hand, to assess more precisely the sensitivity upon thermal scattering modeling data in CSE of wet storage pools, and on the other hand, to assess whether the data employed in the most recent neutron data libraries can be considered as an improvement for this type of analyses.     

基于抽样方法的特征值不确定度分析

核数据是反应堆物理计算的基础数据,研究其不确定度对反应堆物理计算引入的不确定度,对提高反应堆的安全性和经济性具有重要意义。本文基于抽样理论研究了反应堆物理计算不确定度分析的方法,研发了不确定度分析程序UNICORN。基于ENDF/B-Ⅶ.1评价数据库,使用NJOY程序开发了多群协方差数据库。采用UNICORN程序和多群协方差数据库对三哩岛燃料棒和基准题RB31的k∞进行了不确定度分析,得到核数据库中各分反应道截面的不确定度对k∞造成的不确定度。结果表明:238 U(n,γ)截面对三哩岛燃料棒k∞造成的不确定度最大,相对不确定度达0.4%左右;协方差数据库的不同来源会对不确定度分析结果造成一定影响。     

基于OpenMC的多群截面库制作及有效性验证

OpenMC是麻省理工大学计算反应堆物理组开发的开源蒙特卡罗程序,能够方便地制作适用于特定堆芯中子能谱分布的多群反应截面及高阶勒让德散射截面以用于离散坐标输运程序ANISN的计算。本文基于ENDF/B-Ⅶ.1和CENDL-3.1评价数据库,利用OpenMC计算制作了ANSIN格式的多群截面并通过基准题的计算验证计算结果的准确性。通过截面转换程序的编写,将OpenMC给出的堆芯各阶勒让德散射分量,堆芯中子能谱分布,散射、吸收反应率以及裂变中子产生速率等信息转换为ANISN程序可读取的截面库格式。采用制作的截面库利用ANINS计算有效中子增殖因子及堆芯中子通量分布。结果表明,ANISN确定论的计算结果与OpenMC给出的蒙特卡罗计算结果相吻合,验证了这种方法可有效地为ANISN提供截面数据,将来可推广应用于二维、三维确定论中子输运计算。     

空间锂冷概念快堆堆芯中子学特性研究

本文研究了一种空间锂冷概念快堆的堆芯中子学特性。反应堆燃料采用氮化铀,冷却剂采用⁷Li液态金属,主要结构材料采用W-25%Re。反应堆的控制靠反射层内的控制鼓来实现。建立了程序的计算模型,通过计算和分析,给出了堆芯的主要尺寸和物理参数,计算了堆芯的控制鼓价值、燃耗和功率分布。分析了堆芯中Re的谱移吸收特性和满功率运行7 a不需换料的性能,谱移吸收特性能确保反应堆在发射失败浸在水或湿沙中时处于次临界状态。     

139La全套中子数据理论计算及评价

利用已有光学模型参数,基于光学模型、扭曲波玻恩近似、统一的Hauser-Feshbach以及角动量宇称相关的激子模型等核反应理论,计算了20 MeV能量范围内,中子与¹³⁹La反应的全套数据,包括反应截面、弹性及非弹性散射角分布、中子及带电粒子出射的能谱及双微分截面等。对模型计算结果进行了评价和统调,加入了共振参数,并将评价结果与实验数据及已有评价数据进行了比对,所有数据均以ENDF-6标准格式输出。     

利用瞬发γ射线法测量209Bi的中子非弹性散射截面

在铅铋快堆、空间堆等先进反应堆中,铋作为冷却剂和慢化剂材料被大量使用,其中子核反应截面,尤其是中子非弹性散射截面的准确性对这些核装置的安全性和经济性等具有重要的影响。基于中国原子能科学研究院HI 13串列加速器瞬发γ射线实验平台,通过瞬发γ射线法测量了209Bi在90、105和120 MeV 3个能点的中子非弹性散射截面。在相对于中子束30°、70°、110°和150°方向放置4个Clover探测器测量中子与样品相互作用产生的γ射线。实验采用相对测量,通过测量中子与48Ti发生非弹性散射发射的9835 keV γ射线的产生截面来确定209Bi的截面。209Bi金属样品的尺寸为50 mm×4 mm,参考样品为1块50 mm×1 mm的天然钛金属样品。将实验测量结果与已发表的实验数据、ENDF/B Ⅷ.0、JEFF 33、JENDL 40、ROSFOND 2010和CENDL 31等评价库数据以及Talys 195程序默认参数的计算结果进行对比,发现趋势一致,90、105 MeV能点的测量结果与Talys 195程序的计算结果符合得更好,120 MeV能点的测量结果与ROSFOND 2010评价库数据符合得更好。     

中能中子与60Ni反应的理论计算和分析

在中子与⁶⁰Ni反应的总截面、去弹性散射截面和弹性散射角分布的实验数据基础上,获得了入射中子能量0.456~150MeV范围内的一组普适的中子与⁶⁰Ni反应的光学模型势参数。利用光学模型、宽度涨落修正的Hauser-Feshbach理论、预平衡反应的激子模型和核内级联模型的中能核反应计算程序UNF和MEND,计算了中子与⁶⁰Ni反应的所有截面、角分布和能谱,并将理论计算结果与实验数据和评价数据进行了分析比较。