启明星实验装置设计方案中Keff与最优化参数的计算

在验证加速器驱动系统的启明星实验装置的设计方案中,利用蒙特卡罗程序(MCNP)对有效增殖系数Keff进行了计算,并对与Keff密切相关的热区燃料元件栅距和热区厚度进行了最优参数的计算。结果表明,启明星实验装置的Keff能够达到设计的目标。     

ADS系统中少系核素的灵敏度分析

为了确定加速器驱动系统中少系核素的核数据的不确定性对此系统中积分参数的影响,选择一铅 铋冷却次临界系统来进行分析,选择不同的微观评价库CENDL 3.0,JENDL 3.2及ENDF/B VI.6,并只考虑20MeV以下的中子产额,来计算次临界系统的积分参数.以ENDF/B VI.2库的计算结果作为参考结果,依次用CENDL 3.0库及JENDL 3.2库中相应的系核素替换ENDF/B VI.6库中的系核素,计算了次临界系统的Keff值及反应率,并就变换主要系核素时对所计算的Keff值及反应率的影响进行了分析、比对.在堆芯处,当改变系核素时Keff值总的变化为30%,CENDL 3.0的238Pu的弹性散射反应率比ENDF/B VI库的结果高出10%,ENDF/B VI库的242Am的裂变率超过了CENDL 3.0库的15%.     

秦山二期堆芯临界计算中核数据的敏感性分析北大核心CSCD

核电软件需要给出计算结果的不确定性,在此基础上才可有效评价核电的安全性。核数据是核电软件堆芯计算不确定性的重要来源之一,而堆芯宏观参数对核数据的敏感性分析是不确定性分析的重要步骤。以秦山二期堆芯为研究对象,对其临界计算结果开展核数据的敏感性分析。首先采用蒙特卡罗程序建立秦山二期首循环计算模型,然后基于中国核数据中心研制的连续能量截面库CENACE V1.0,采用反复裂变几率法计算有效增殖系数对核数据的敏感性系数。通过整理分析秦山二期冷热态、寿期初中末状态的敏感性系数,梳理出核电软件不确定分析中需要关注的重要核素数据。     

快堆有效增殖因子的灵敏度分析

采用一级微扰理论研究了有效增殖因子Keff随截面变化的灵敏度 ,以GODIVA和ZPR 6/7两个快中子基准装置为例 ,计算了它们的Keff相对于 ν值、裂变截面和俘获截面的灵敏度函数 .经对计算结果分析和与FORSS计算结果的比较 ,表明计算正确反映了问题的物理意义 ,结果可靠 ,能够用于实际的基准检验工作中.The first order perturbation theory is used to calculate the sensitivity profile of K eff in fast facility. The calculated formulas are given in the sphere co ordinate. As an example, the sensitivity profiles of K eff to ,σ n,f and σ n,γ of GODIVA and ZPR 6/7 are all calculated. The results are also compared with those of FORSS. The calculation results have correct physical meaning and are reliable for application in the actual benchmark review.     

ADS系统中少錒系核素的灵敏度分析

为了确定加速器驱动系统中少錒系核素的核数据的不确定性对此系统中积分参数的影响, 选择一铅 铋冷却次临界系统来进行分析, 选择不同的微观评价库CENDL 3.0 , JENDL 3.2及ENDF/B VI.6, 并只考虑20 MeV以下的中子产额, 来计算次临界系统的积分参数. 以ENDF/B VI.2 库的计算结果作为参考结果, 依次用CENDL 3.0库及JENDL 3.2库中相应的錒系核素替换ENDF/B VI.6 库中的錒系核素, 计算了次临界系统的Keff值及反应率, 并就变换主要錒系核素时对所计算的Keff值及反应率的影响进行了分析、 比对. 在堆芯处, 当改变錒系核素时Keff值总的变化为30%, CENDL 3.0的238Pu的弹性散射反应率比ENDF/B VI 库的结果高出10%, ENDF/B VI 库的242Am的裂变率超过了CENDL 3.0库的15%. In order to investigate the effect of minior actinide data on integral parameter, the accelerator driven minior actinide benchmark system was selected in this work. The library based on ENDF/B VI.2 was used for the reference calculation. The sensitivities were examined by exchanging the minior actinides of CENDL 3.0 and JENDL 3.2 one after another. The Keff values and reaction rates were calculated. According to the comparisons, the difference in Keff from the refrence is more than 3‰, and the fission reaction rate of 242Am is about 15% lower than those of reference results. The elastic scattering reaction rate of 238Pu of CENDL 3.0 is about 10% larger than those of ENDF/B VI.     

气冷变截面电流引线优化计算方法

超导低温装置中的电流引线连接室温中的电源与超导单元,其漏热直接关系到低温系统的运行稳定与运行成本.本文对传统的气冷电流引线分段计算方法做了一定的改进,形成了气冷变截面电流引线优化设计方法.使用此方法为一个YBCO HTS带材临界电流测试装置设计了变截面电流引线.本文的设计方法为变截面电流引线的实际应用提供了一定的参考.     

大气边界层模式中随机参数的反演与不确定性分析

在大气边界层气象中湍流黏性系数是一个很重要的参数,通过直接观测往往无法得到其准确值,仅能通过间接观测获得大致范围.本文选用随机广义Ekman动力近似模式中的湍流黏性系数进行反演研究与不确定性分析.首先利用风速观测数据,并采用基于混沌多项式的集合Kalman滤波方法对系数进行反演,降低其不确定性,缩小可能取值的范围,该方法的核心思想是将集合Kalman滤波方法中求解模式不确定性传播的方法由蒙特卡罗法改为混沌多项式展开,从而避免大规模采样带来的计算资源耗费.然后进行数值实验,结果表明该方法能够有效且快速地求解出湍流黏性的后验概率分布,从而达到降低系数不确定性的目的.根据系数的先验分布计算出风速的先验分布,从而找到风速不确定性大的区域,且揭示了在不确定性大的区域内的观测数据进行系数反演可得到十分明显的效果,这对于观测点位置的选择提供了重要的指导.     

气冷变截面电流引线优化设计与实验研究

电流引线是连接超导低温装置室温电源与超导单元的桥梁,其漏热直接关系到低温系统的运行稳定与运行成本.本文对传统的气冷电流引线分段计算方法做了一定的改进,提出了气冷变截面电流引线优化设计方法.应用此方法为一个YBCO高温超导带材临界电流特性测试装置设计了变截面电流引线.通过对电流引线的温度场分布进行实验测量,并与设计值进行比较,结果吻合较好,证明了气冷变截面电流引线设计方法的有效性和实际优化效果.本文的设计方法及相关实验研究为变截面电流引线在超导低温装置中的实际应用提供了一定的参考.     

E_p≤3GeV质子入射铅、铋引起的中子产生双微分截面的模拟(英文)

加速器驱动次临界系统(ADS)液态Pb-Bi散裂靶的设计中,需要可靠的理论计算工具精确地预言几个GeV能量范围的质子引起的散裂反应产生的各种粒子和核素。利用蒙特卡罗模拟软件包Geant4计算研究了800 MeV至3 GeV质子入射铅、铋材料引起的中子产生双微分截面。比较了Geant4不同物理模型得到的模拟结果与现有的实验数据。其中,Geant4的QGSP BERT和QGSP INCL ABLA物理模型模拟结果很好地再现了实验数据。本工作证实了Geant4蒙特卡罗模拟软件包适合用于能量高达3 GeV的质子入射铅、铋引起的中子产生双微分截面的模拟计算。     

NdFeB纳米复合永磁材料的交换耦合相互作用和有效各向异性

以Nd₂Fe₁₄B/αFe为例，采用立方体晶粒结构模型，研究了纳米复合永磁材料中不同磁性晶粒间的交换耦合相互作用和有效各向异性.纳米复合永磁材料的有效各向异性Keff等于软、硬磁性相各向异性的统计平均值，每个晶粒的各向异性由晶粒表面交换耦合部分和晶粒内部未交换耦合部分的各向异性共同确定.计算结果表明，软、硬磁性相晶粒尺寸分布显著地影响有效各向异性Keff的值.当软、硬磁性晶粒尺寸D相同时，Keff随晶粒尺寸和硬磁性相体积分数的降低而减小, 当D<20nm 时，K 关键词： 纳米复合永磁材料 交换耦合相互作用 有效各向异性 晶粒尺寸     

河北大学建立低温等离子体原子分子反应数据库

最近，河北大学物理科学与技术学院从不同来源收集了上百篇有关等离子体原子分子物理化学反应速率系数和反应截面数据的文献，建设了一个低温等离子体原子分子反应数据库．这个数据查询系统，分为碰撞截面(cross section)数据库和速率系数(rate coefficient)数据库，目前共收编了1146条反应方程式的2012条反应速率系数数据和496张截面图片数据，     

低温装置材料表面辐射系数实验研究

材料表面辐射系数与材料的种类、壁面的温度以及材料的表面状况有关。文中对不同材料的不同表面和不同温度情况下的辐射系数进行了实验研究 ,为低温装置系统表面处理工艺方法提供了依据。     

温度相关核截面数据库在MCNP计算中的必要性研究

MCNP程序由于其几何模拟和核数据上的优越性,现在在反应堆的研究分析中已经得到较多应用。通过基准题的计算,定量地说明MCNP通过其自带的常温（294K）下的核素截面数据库不能够对反应堆进行非常准确的计算（由于反应堆内各种材料／位置的温度不同）,而且,它也不能够计算反应堆中与温度相关的量,如反应性温度系数。选用了一个带有不同温度下核素截面数据的MCNP输入格式的数据库,使用MCNP-4C对基准题进行了计算,发现计算结果与基准值符合得非常好。这说明通过使用不同温度下的核素截面数据库,MCNP可以准确计算温度系数和增殖系数等,从而说明在反应堆设计计算中制作不同温度下的核素截面库的必要性。Due to the advantage of geometry simulation and nuclear data, the code MCNP is now widely used in the reactor analysis. Based on our calculation of the fuel temperature reactivity coefficient benchmark, it is quantificationally proved that MCNP with its own cross section library can＇ t be used to simulate the reactor accurately and to calculate the temperature reactivity coefficient. Furthermore, we use MCNP- 4C with a database that contains temperature dependent nuclear cross sections to calculate the benchmark. The results are well agreement with benchmark results. This means that, with the temperature dependent nuclear cross sections library, MCNP can calculate the temperature reactivity coefficient and reactor multiplication factor accurately. So the temperature dependent nuclear cross section library should be processed to meet the requirement of reactor calculation.     

用多群蒙特卡罗方法计算快中子核临界keff和通量密度

 用多群蒙特卡罗方法对快中子核裂变系统进行了临界计算。有效增殖因子keff的计算值与实验结果符合。计算所得中子通量密度的空间分布在球形裂变系统中随半径增大单调下降。中子通量密度的能量分布在由高浓缩铀组成的活性区内呈单一能量极大值,其对应能量对于裸球核裂变系统和具有反射层裂变系统分别为0.35MeV和0.25MeV,而在由天然铀组成的反射层中在0.1MeV附近出现能量双峰。由通量密度所得中子能谱在无反射层球形裂变系统中随半径增加变硬,在有反射层球形裂变系统中随半径增加变软。     

用多群蒙特卡罗方法计算快中子核临界K_(eff)和通量密度

用多群蒙特卡罗方法对快中子核裂变系统进行了临界计算。有效增殖因子κｅｆｆ的计算值与实验结果符合。计算所得中子通量密度的空间分布在球形裂变系统中随半径增大单调下降。中子通量密度的能量分布在由高浓缩铀组成的活性区内里单一能量极大值,其对应能量对于裸球核裂变系统和具有反射层裂变系统分别为０．３５ＭｅＶ和０．２５ＭｅＶ,而在由天然铀组成的反射层中在０．１ＭｅＶ附近出现能量双峰。由通量密度所得中子能谱在无反射层球形裂变系统中随半径增加变硬,在有反射层球形裂变系统中随半径增加变软。     

基于LabVIEW的高温超导材料特性测试实验

高温超导体临界特性的测量是近代物理实验中最为经典的实验之一,本文通过使用GM制冷机,利用Lab-VIEW虚拟仪器软件和高性能采集卡,改进了传统的测量高温超导材料临界特性的实验装置.本测试系统不仅可以测量高温超导体在不同温度下的临界电流,还可以测量其失超传播特性.该实验对于学生了解超导体特性和培养严谨的科学作风十分有益.     

基于随机抽样法的多群核数据不确定性影响分析

基于随机抽样方法,研究多群核数据不确定性对反应堆物理计算的影响。首先利用SCALE软件包中核数据协方差矩阵和自主开发的随机抽样模块SAMP,得到多群微观截面等核数据的抽样值,之后分别使用SCALE/TRITON和PARCS程序进行组件计算及堆芯稳态计算,最后通过统计分析得到组件和堆芯计算结果的不确定度。以Almaraz压水堆核电厂装载的燃料组件和首循环堆芯为对象,研究了不同燃耗下有效增殖因子、动力学参数、核素浓度和双群均匀化宏观截面等组件计算结果,以及堆芯功率分布等堆芯计算结果的不确定度。分析结果表明:组件计算结果不确定度多随燃耗变化,快群宏观截面不确定度总体高于热群;堆芯计算结果受核数据不确定性影响显著,其中稳态径向功率分布的最大不确定度为1.9%左右。     

中子诱发232Th裂变初始碎片质量及动能分布Monte-Carlo研究

随着第四代反应堆以及先进核能利用系统的发展,对中子核数据提出了高精度、多核素、宽能区的新要求.目前,中国核数据评价库(CENDL库)中相关核裂变的数据较缺失,不足以满足当前核能发展的需求.因此,建立面向中子核数据需求的可靠计算方法和工具变得极为重要.本文基于Monte-Carlo方法建立了裂变碎片质量动能计算模型,研究了中低能中子诱发²³²Th(n,f)反应发射中子前裂变碎片的分布特性.对于裂变碎片质量分布,本模型计算结果与实验值最大偏差约1%,与GEF, TALYS程序计算结果 (与实验值最大偏差约2%)相比具有一定优势.对于发射中子前裂变碎片动能分布,本模型计算结果与实验数据一致.结果表明,所发展的计算模型能够较好地预测²³²Th(n,f)反应发射中子前裂变碎片数据,为中子诱发锕系核裂变反应计算提供一种新思路.     

矩形通道内泡状流-弹状流转换边界判定方法

两相流系统中,流型会直接影响系统的摩擦阻力和传热等特性,而流型的转变过程会受到通道的形状和尺寸的影响。常温常压下,以空气和水为介质,对八种不同尺寸矩形通道中竖直向上泡状流向弹状流转变过程进行了研究。结果表明,矩形通道间隙大于2 mm时,随着通道水力直径的增大,泡状流向弹状流转换边界左移。在窄通道范围内,可采用Ishii(1977)提出的基于漂移流模型的判定准则计算流型转换边界;在常规矩形通道中,转换准则中的临界空泡份额与气泡初始尺寸有关,选用赵建福提出的方法计算临界空泡份额,转换边界预测结果与实验结果符合程度较好;在利用漂移流方法计算截面含气率时,对于窄矩形通道,分布系数可以用Ishii(1977)提出的方法计算,而对于常规矩形通道,分布系数为1.2。     

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。