零功率反应堆周期测量系统研制

反应性是表征反应堆系统临界性的主要参数。在堆运行到临界以上时，测量堆的反应性的一个主要手段就是通过周期测量系统来测量堆功率上升的二倍渐进周期，再通过堆反应性与渐进周期的关系，推算出堆反应性。     

门控光电倍增管（PMT）在α测量中的应用

当零功率堆处于次临界状态时，测量其衰变常数α通常采用罗西-α法或随机脉冲源法等统计方法。若采用瞬态方法测量，则需采用窄脉冲的外中子源(如DPF源)产生高强度中子，注人核装置产生裂变，裂变γ信号被探测器记录处理得到其衰变常数α。     

离线测量钍快中子裂变反应率方法

钍快中子裂变反应率是钍铀燃料循环中的重要数据.为了测量基于聚变-裂变混合能源堆包层概念设计的钍样品在宏观中子学装置中的钍快中子裂变数据,发展了钍快中子裂变率的离线活化γ测量方法.通过测量232Th裂变碎片85mKr的β衰变产物85Rb发射的151.16 keV特征γ射线,并结合钍裂变产额数据,获得了钍样品装置中232Th裂变反应率的分布.详细介绍了此方法的原理和影响因素,并利用14 MeV的D-T中子源在贫铀球壳中开展了校验实验,实验不确定度为5.3%—5.5%.采用MCNP5程序和ENDF/B-VI及ENDF/B-VII数据库模拟计算的结果与实验结果在实验不确定度内基本符合,这证明该方法能够有效地模拟装置中232Th裂变反应率.     

基于VENUS-Ⅱ基准模型的SuperMC程序验证

为了验证SuperMC软件系统对装载MOX燃料压水堆的临界计算能力，采用国际经合组织核能署(OECD/NEA)2001年发布的三维VENUS-Ⅱ国际基准模型对SuperMC3.1版本进行了测试验证。本次测试包括栅元和堆芯两个部分，分别计算了栅元无限增殖因数、重核反应率、堆芯有效增殖因数、堆芯轴向裂变反应率等关键物理参数。将SuperMC计算结果与基准模型实验测量值以及MCNP计算值作了对比。结果显示:在测试范围内，SuperMC计算值与参考值吻合得较好，表明SuperMC可应用于含MOX燃料堆芯的临界计算。     

随机中子动力学及其数值模拟研究进展

随机中子动力学是核动力设计和核反应堆安全中的重要课题,本文从随机中子动力学的基础概念和研究方法出发,介绍随机中子动力学研究的历史发展和研究现状.裂变中子与光子的多重性是反应堆零功率中子噪声主要来源,对中子涨落的方程描述及其求解,演化出零功率中子噪声与功率反应堆噪声的随机理论.随机中子动力学的重要应用包括反应性微观测量、功率反应堆噪声测量和分析、核临界漂移分析和核材料识别与检测等.在半个多世纪的研究中,以脉冲堆点火过程的脉冲爆发等待时间分布为代表的随机性,一直缺乏定量分析方法和工具.直到近几年,模拟随机中子动力学过程的广义半马尔科夫过程模拟方法取得了重要进展,很好地揭示了脉冲堆实验中子点火规律.最后讨论随机中子动力学研究中有待解决的研究课题.     

弱源引发持续裂变链统计涨落现象

裂变材料系统中，中子源尤其是弱强度中子源释放中子的时刻是随机性的，系统中中子与原子核相互作用的随机性，使得从中子源放出中子时刻开始的中子裂变链的初期发展过程具有显著的统计涨落性质，对于稍微超(瞬发)临界的系统往往仅有少部分裂变链才能够持续发展下去，成为持续裂变链。CFBR-Ⅱ快中子脉冲堆在超瞬发临界状态下，由很弱的内源引发持续裂变链，并在反馈机制的作用下形成中子脉冲，其脉冲出现时刻(称为引发时间)表现出随机性，正是这种统计涨落现象的反映。针对CFBR-Ⅱ堆这种统计涨落现象进行实验和理论两方面的研究，得到一些初步结果。     

以锕系元素为燃料的先进型次临界增殖反应堆研究

以锕系元素为燃料的次临界增殖反应堆，在Ｄ－Ｔ聚变中子源驱动下，可以更有效地利用有限的铀资源；反应堆ｄｅｆｆ〈１，且功率密度较低，有较好的安全性，反应堆对Ｄ－Ｔ中子源要求低。５０ＭＷｔ￣１００ＭＷｔ的聚变功率即可满足１ＧＷｅ反应堆要求，包层可生产足够的氚供堆芯降聚使用，此外每年还可以增殖１０００ｋｇ左右可裂变元素供裂变堆使用，支持同等功率３￣４个裂变堆，反应堆每年燃料３￣４个裂变堆产生的锕系元素。     

临界装置计数率测量保护系统

计数率测量保护系统用于监测临界装置启动阶段次临界运行时的中子变化情况，据此推算出临界装置中子倍增因子和次临界反应性，并在1s时间内中子计数超过保护预设值时给出保护触发信号，使堆解体。     

快中子脉冲堆快响应功率保护系统研制

快响应功率保护系统的主要功能是对爆发脉冲时的快中子脉冲堆实施快速超功率定值保护。在快中子脉冲堆爆发脉冲时，堆系统处于超瞬发临界状况，反应堆功率迅速上升。当堆系统功率超过与快响应功率保护系统设定保护阈值相对应的功率时，快响应功率保护系统输出保护电平信号和触点信号至报警和安全保护系统，使主传动快退，反应堆自动解体，从而保证反应堆能及时从超临界状态转为次临界状态，防止反应堆因积分功率过高可能出现的毁损事故发生。     

次临界能源堆物理设计进展

聚变-裂变混合能源堆包括聚变中子源和次临界能源堆,主要目标是生产电能。回顾了国内外混合堆的发展历史,给出混合能源堆设计的边界条件和约束条件,说明次临界能源堆以铀锆合金为燃料、水为冷却剂的设计思想。利用输运燃耗耦合程序MCORGS计算了混合能源的燃耗,给出了中子有效增殖因数、能量放大倍数和氚增殖比等物理量随时间的变化。通过分析能谱和重要核素随燃耗时间的变化,说明混合能源堆与核燃料增殖、核废料嬗变混合堆的不同特点。论述了混合堆的热工设计并进行了安全分析。对于燃耗数值模拟程序,通过多家对算,保证其计算结果的可信性。针对次临界能源堆的特点,利用贫铀球壳建立了贫铀聚乙烯装置和贫铀LiH装置,并且专门设计加工了天然铀装置,开展铀裂变率、造钚率、产氚率等中子学积分实验,验证了数值模拟的可靠性。     

脉冲堆有限裂变链长的数学期望值分析(英文)

讨论了在一个增殖系统引发一个持续裂变链所需要的平均中子数。在点堆模型基础上, 考虑了在 t0 时刻系统引入一个源中子, 在 t 时刻产生 n 个中子的概率(n, t0, t), 推导了概率生成函数 G(z; t0, t)所满足的偏微分方程, 并得到了近似解。用近似解计算了Godiva II脉冲堆的有限裂变链长数学期望值, 有限裂变链期望值反比于脉冲堆的反应性。     

快中子堆

正一、引言快中子堆(简称快堆)是主要以平均中子能量0.08～0.1 MeV的快中子引起裂变链式反应的反应堆。快中子堆的主要特点是,在堆运行时,新产生的易裂变核燃料(如钚)多于消耗掉的易裂变核燃料钚,即增殖比大于1,易裂变核燃料得到增殖,因此又称为快中子增殖反应堆。运行中真正消耗的是天然铀中不易裂变且丰度占99.2%以上的铀-238。快堆的乏燃料经后处理,钚返回堆内再烧,多余的     

高产额脉冲堆爆发脉冲过程力学特性数值模拟

脉冲堆的性能主要受机械冲击引起的物理损伤的限制。高产额脉冲堆比CFBR-Ⅱ等金属铀脉冲堆追求更窄的脉冲宽度和更高的裂变产额,脉冲过程应力变化更加剧烈。为了获得高产额脉冲堆爆发脉冲过程中应力应变的分布,为新型脉冲堆设计和安全分析提供技术支持,基于圆柱型的铀钼合金快中子脉冲堆Godiva Ⅳ,以点堆方程以及MC(蒙特卡罗)方法对其中子产额以及功率分布进行了计算。并建立了快中子脉冲堆Godiva Ⅳ的三维模型,基于已知功率分布条件,利用有限元计算软件ANSYS Mechanical对其脉冲动态过程进行了瞬态的有限元计算,得到了Godiva Ⅳ圆柱型金属燃料在超临界脉冲爆发条件下的应力响应特性。     

快中子脉冲堆功率测量保护仪

功率测量保护仪主要用于监测快中子脉冲堆功率变化情况，并在功率超过保护定值时，向安全保护系统发送保护信号使堆系统解体，达到保护堆体安全的作用。     

瞬发超临界系统内持续裂变链的发展过程

根据基本的概率理论和瞬发临界附近有限裂变链的发展规律, 推导了单脉冲源条件下脉冲堆引发持续裂变链过程中的中子数与时间关系式, 并得到CFBR-Ⅱ堆上实验的验证. 该关系式进一步发展了Hansen理论模型, 除了可以描述裂变链后期的发展趋势, 还可以描述持续裂变链产生初期中子数的快速增长行为. 讨论了引发时间与源强的关系, 指出在弱源条件下, 引发时间几乎不依赖于源强. 关键词： 持续裂变链 脉冲堆 引发时间     

ADS堆功率控制研究及其在DCS系统的实施

研究了基于加速器束流强度调节来控制中国加速器驱动嬗变研究装置(CiADS)次临界堆功率的方法.束流强度的调节是通过比较堆功率的测量值和设定值,由PID(比例-积分-微分)控制器自动控制可调光阑的孔径大小完成的.为了评估所提出的自动控制方法,基于点堆动力学方程建立了CiADS次临界堆堆芯模型.基于CiADS堆芯模型的仿真...     

我国快堆技术发展和核能可持续应用

 一、前言
快中子堆(简称快堆)是主要以平均中子能量0.08～0.1MeV 的快中子引起裂变链式反应的反应堆。快中子堆的主要特点是,在堆运行时,新产生的易裂变核燃料,如钚,能多于消耗掉的易裂变核燃料钚或235U,即增殖比大于1,易裂变核燃料得到增殖,因此又称为快中子增殖反应堆。运行中真正消耗的是天然铀中不易裂变,且丰度占99.2%以上的238U。快堆的乏燃料(即运行后出堆的燃料)经后处理,所得钚返回堆内再烧,多余的钚则用于装载新的快堆。如此封闭并无限次循环则对铀资源的利用率可从单单发展压水堆的1%左右提高到60%～70%。     

散射中子对超瞬发临界系统动态行为的影响北大核心CSCD

在点反应堆理论的基础上,建立了研究散射中子影响超瞬发临界系统动态行为的模拟计算方法,利用CFBR-Ⅱ堆的脉冲实验验证了该方法的正确性。通过分析计算表明,在超瞬发临界状态,散射中子的影响包括增加反应性、使脉冲波形后沿展宽和增加脉冲裂变产额。建立的模拟计算方法为预测脉冲堆外各种物体产生的散射中子的动力学效应提供了途径,对提高脉冲堆的核安全有应用价值。     

太瓦飞秒脉冲激光峰值功率测量装置及测量不确定度分析

超短超强脉冲激光（飞秒强激光）具有极高的峰值功率,在激光惯性约束聚变、高能物理、激光微加工等领域具有广阔的应用前景。飞秒脉冲激光峰值功率是评价超短超强脉冲激光系统性能的重要参数。介绍了基于光谱相位相干直接电场重构法的太瓦量级飞秒脉冲激光峰值功率测量方法、测量装置组成和工作原理,搭建了一套太瓦量级的飞秒脉冲激光峰值功率测量装置,分析和讨论了影响太瓦激光峰值功率测量结果的测量不确定度分量来源和主要因素。测量峰值功率的重复性为2.9%,测量不确定度达到17.6%(k=2),有效解决了太瓦量级飞秒激光峰值功率测量问题。     

基于真实临界事故的CAACS程序验证

核临界安全是核工业发展过程中最重要的安全问题之一,其中对临界事故的评价和分析是临界事故后屏蔽设计、应急计划等的基础,因此具有重要的研究意义和工程价值。CAACS是自主开发的溶液系统临界事故分析程序,可计算临界事故的裂变次数、裂变功率、温度随时间变化等。在临界基准实验验证的基础上,利用CAACS对2个真实的临界事故进行分析和计算,并与事故估计值进行对比,结果表明,CAACS的计算结果与事故估计值符合较好,可为后处理厂的工程设计提供临界事故分析的技术手段,为后续的临界瞬态研究打下基础。