安全分析用钠物性偏导数公式的推导研究

根据钠冷快堆安全分析的特点，选用已得到验证的基本特性公式。从基本Ｍａｘｗｅｌｌ方程出发，推导出了安全分析模型中常用物体的偏导数公式，本文的工作为钠冷快堆的安全分析工作打下了良好的基础。     

美国的核燃料再循环技术

美国工业界将改变有关乏燃料再循环的方针和计划，目标是降解在乏燃料中的长寿命放射性核素。这样就使剩下相关短寿命的高放废物变得与原始铀矿石的毒性差不多。这意味着核燃料再循环和燃烧掉所有的长寿命锕系元素，而快中子反应堆就能最有效地燃烧掉所有的长寿命锕系元素。     

俄罗斯快中子增殖反应堆的发展

前苏联是世界上拥有最大的快中子增殖反应堆计划的国家之一。今天，在快中子技术方面，俄罗斯仍处于世界前列。研究主要集中在物理和动力工程院(IPPE)，该院自l9499年以来一直设计快堆。     

中子吸收剂~6LiH和B(CH_2)_x性质的理论研究

本文用慢化理论及蒙特卡罗方法计算了中子吸收剂~6LiH及B(CH_2)_x的中子学特性。组合逃脱共振几率P、平均慢化时间T及平均慢化长度L_s,我们引进一个新的量|P=P,它能很好地表示中子吸收剂的性质。对二种吸收剂作了比较。我们发现对含硼聚乙烯吸收剂存在一个最佳配比。     

一套液闪快中子探测系统

介绍了一种在强γ辐射场中探测快中子的探测系统，利用实验室n－γ放射源，调试了系统n－γ甄别性能，确定了其最佳工艺状态。运用Monte-Carlo数值模拟，从理论上计算了模拟探测器的探测效率，并与实验测量结果进行了对比分析。     

秦山核电二期工程反应堆主屏蔽设计

采用离散坐标DOT3.5程序计算了秦山核电二期工程反应堆主屏蔽的中子和γ射线通量密度分布、剂量率和释热率,并用中子通量密度综合方法由一维和二维计算结果得到了空间任意点的三维中子通量密度,确定了压力容器内表面的快中子注量.其计算结果均小于设计限值,符合设计要求.     

快中子探测器的效率刻度

本文叙述了用n-p散射方法刻度快中子探测器效率的基本原理、实验方法和测量结果。400 keV氘束轰击T-Ti靶,由T(d,n)~He反应得到15.2 MeV的中子,散射体是一个圆柱塑料闪烁体(φ2.2×3cm),飞行距离2m,时间分辨率约1.5ns,效率测量的能区范围为1—14MeV,对多次散射和几何条件作了修正,总的误差约2%。     

栅元有效共振积分的CUDA算法设计与实现

核反应堆中需要实时精确地计算堆芯和增殖材料的有效共振积分或群截面来实现反应堆的安全控制。整个计算过程因为涉及大量的积分运算和庞大的核素截面数据,采用常规的计算方法,计算时耗相当大。基于统一计算设备架构(CUDA)平台,利用图形处理器(GPU)的计算能力,对整个计算过程进行并行化分解,多线程同时运算,大幅度提升计算速度,降低时耗。实验结果表明,在GPU上并行计算所得结果与原始数据没有明显差异,且加速效果显著。     

慢化体材料对加速器BNCT束流装置中子品质影响研究

基于加速器中子源的硼中子俘获治疗（BNCT）是一种较好的肿瘤治疗技术,通过慢化得到的超热中子可用于非浅表肿瘤BNCT治疗.本文以2.3 MeV、10 mA质子流强的7Li（p,n）7Be中子源为对象,建立了加速器BNCT束流装置模型,采用中子输运程序MCNP研究了慢化体材料对超热中子束流品质的影响.结果表明：采用重水作为慢化体材料可有效的提高束流出口处超热中子水平,对于2.3 MeV、10 mA质子流强的7Li（p,n）7Be中子源,超热中子束流水平为0.669×109n/（cm2.s）,超热中子与快中子产额比达62.3,基本达到临床治疗所需109n/（cm2.s）的超热中子水平.     

铺就“快中子反应堆”研发之路 开创清洁能源新未来——记中国工程院院士、中国核工业集团公司快堆首席专家徐銤

推动能源结构调整,安全高效发展核能已写入2012年《政府工作报告》,这表明中国政府安全发展核能的决心坚定。发展核能,重在安全。胡锦涛主席在前不久结束的首尔核安全峰会上指出：发展核能应坚持科学理性的核安全理念,增强核能发展信心。发展核能需同国际社会合作,更要自主创新,提高自身科研实力,同时做好核电安全宣传。核能是清洁能源,也是安全高效能源。作为发展中的大国,安全高效发展核能是加速中国经济建设,促进社会发展,提高国民生活品质的能源支柱,安全高效发展核电符合中国的国家利益。