双热中子束流治疗孔道低浓化BNCT堆初步设计

以我国已经建成的高浓铀为燃料的BNCT堆为研究对象,将其堆芯低浓化并且添加水平热中子双束流治疗孔道,开展双热中子束流BNCT堆堆芯低浓化初步设计,计算分析该BNCT堆的keff、控制棒价值、顶铍效率、堆芯能谱、堆芯径向通量、轴向通量、辐照管通量等参数,得到双热中子束流治疗孔道低浓化BNCT堆初步设计方案.     

启明星1#快热交界面能谱变化对外推临界实验结果影响分析

加速器驱动的次临界系统（ADS）基准装置启明星1#在外推临界实验过程中,快热交界面探测器计数率与其他位置探测器计数率存在较大异常。本工作对该实验装置外推临界实验开展数值模拟,并对快热交界面的中子能谱进行详细计算,根据计算结果对探测器在外推临界实验中的计数率异常现象进行分析。结果表明,快热交界面能谱随燃料装载量的变化是引起探测器计数率异常的主要因素,这为今后快热耦合次临界实验装置开展中子学实验研究提供了理论依据。     

"启明星1#"单向耦合快区外中子源放大系数研究

计算分析"快-热"耦合加速器驱动次临界实验装置"启明星1#"在252Cf,Am-Be和氚--氚(2H-3H)中子源驱动下,单向耦合时快区泄漏中子数、净中子产额和泄漏中子谱随快区层数与外中子源能量的变化关系.结果表明,从反应堆产能和嬗变角度考虑,"启明星1#"实验装置快区燃料元件单向耦合时存在最优化的元件装载量.     

包壳材料对SCMR堆芯物理参数的影响研究

建立混合能谱超临界水冷堆（SCMR ： Super-Critical Water-cooled Mixed-Reactor）堆芯物理模型;计算了不同包壳材料时,堆芯有效增殖系数、剩余反应性、缓发中子有效份额和空泡反应性等堆芯参数,并对计算结果进行了分析比较．结果表明：从反应堆物理设计的角度考虑T-91钢作为包壳材料,具有较好的物理响应特性,为混合能谱超临界水冷堆的设计提供了理论基础．     

高额超热中子束流治疗孔道低浓化BNCT堆初步设计方案

根据硼中子俘获治疗(BNCT)中子源的要求,在高浓铀为燃料的微型反应堆(MNSR)的基础上,以富集度19.5%的UO2为燃料,将其堆芯低浓化并且添加水平超热中子束流治疗孔道,开展超热中子束流BNCT堆堆芯低浓化初步设计。计算BNCT堆的超热中子注量率、单位超热中子注量的快中子剂量率、单位超热中子注量的γ光子剂量率、超热中子注量与热中子的注量之比、中子束流能谱等关键参数。结果表明,该设计可以得到优良的超热中子束流。     

MCNP计算用ADS截面库ADSlib2.0的制作

加速器驱动洁净核能系统（简称ADS）使用高能散裂中子驱动次临界反应堆,用于嬗变长寿命高放废物（LHW）.ADS次临界反应堆中子能量较高,使用传统的ENDF截面数据库对ADS堆芯物理计算存在着能量上限低、部分数据缺失等问题.本文使用MAKXSF程序对IAEA-ADS截面数据库ADS Nuclear Data Library进行了加工,制作出专用于MCNP计算用的截面库ADSlib2.0,并与ENDF/B-VII.0,JEFF-3.1和JENDL-4.0库中238U裂变截面的比较,表明该截面数据库是可用的.     

改进Flower型超临界水冷快堆负空泡反应性初步分析设计

超临界水冷快堆结构简化,堆芯功率密度高并且不存在沸腾危机,是一种比较有前途的先进核能系统.但潜在的正空泡反应性系数是需要认真考虑的安全问题.本文建立了改进Flower型超临界水冷快堆堆芯模型,并通过对堆芯分区布置,冷却剂密度分层、MOX燃料合理设计、燃料富集度轴向分层布置,blanket组件盒厚度增加及内部通道采用贫铀冷却的方案,获得了负的空泡反应性系数,初步达到了堆芯的安全设计要求.