氘核与聚变中子耦合输运方法及应用

对加速器驱动中子发生器的数值模拟包括离子输运、聚变反应、中子输运等。由于核反应截面远低于带电粒子输运的库仑截面,且核反应平均自由程远大于靶厚度,直接蒙卡抽样难以抽到聚变反应。在MCNPX程序基础上,采用“强迫”聚变方法,即每个入射氘核必发生一次聚变反应,聚变反应处氘核的真实状态(位置、能量和方向)以抽样产生,并以此状态来确定聚变中子的出射状态,实现了氘核与聚变中子的耦合输运模拟计算。研究结果表明,该方法能够给出氘核输运对聚变中子能谱和角分布的影响,中子产额计算结果符合预期。     

中子学积分实验

从６０年代开始，我所就开展了聚变中子积分实验，完成了造氚率、裂变率、穿透率及泄漏中子能谱测量等研究课题。１９８７年以来承担了“８６３”计划的聚变裂变混合堆包层中子学积分实验，开展了Ｂｅ、Ｐｂ的１４ＭｅＶ中子倍增率实验，其中Ｂｅ实验为中、美、日国际合作，实验误差为２．８％，实验结果为理论计算提供积分检验。     

聚变裂变混合堆设计中的中子学问题

本文简要叙述了聚变裂变混合堆包层设计所涉及的中子γ光子耦合输运方程、核子数密度方程及有关计算机程序系统；介绍用于聚变堆设计的核数据工作现状及未来工作重点。     

核裂变和裂变机制的模型理论

 一、裂变反应的发现及其意义1932年查德威克发现了中子,使人类终于找到一把打开核反应大门的钥匙。由于中子和原子核之间没有库仑排斥力,可以很容易进入核内而产生各种类型的核反应过程,例如弹性散射、非弹性散射、粒子转移反应、敲出反应、俘获辐射反应等。     

聚变反应时间历程的双峰结构测量

利用新研制的聚变反应速率测量系统,在神光Ⅲ原型装置上测量了间接驱动时充DT气体的玻璃球壳内爆靶丸的聚变反应速率的时间历程,获得了DT中子产额约为1010时的聚变反应速率随时间的变化过程,发现了聚变中子发射在时间上的双峰结构。利用辐射流体程序对聚变中子在时间上的双峰结构进行了数值模拟,发现双峰结构分别由冲击压缩过程和惯性压缩过程产生,靶丸壳层厚度不同时产生的聚变中子发射双峰强度比变化可能是由靶丸的初始表面调制度不同所致。通过理论模拟与实验结果的对比,验证了中子聚变反应历程的双峰结构。     

靶丸支撑膜对ICF内爆性能影响的模拟研究

使用二维多群辐射扩散流体力学程序LARED-S，模拟研究靶丸支撑膜在惯性约束聚变氘氘（DD）气体靶内爆过程中的扰动演化过程及其对内爆性能的影响.二维模拟表明：靶丸支撑膜显著降低DD气体靶内爆的中子产额，二维模拟产额为一维结果的55.2%.内爆性能下降的主要物理机制是支撑膜使靶壳生成大幅度的尖钉深入DD气体区，使烧蚀层与DD气体之间物质界面处的电子热传导漏失功率显著增大，导致DD核反应速率显著降低，中子反应速率峰值时刻（bang-time时刻）提前.相比一维理想内爆的模拟结果，支撑膜引入的扰动显著降低bang-time时刻DD气体压强与内爆动能转化为DD气体内能的效率，壳层剩余动能相应大幅增加.     

中能原子核反应

一、引言研究原子核反应的目的主要是为核能(包括裂变能及聚变能)的利用提供数据,如反应热、反应全截面及部分截面等等。在学科研究方面,可以通过核反应来研究核结构及核反应机制。通过测量核自旋、磁矩及电四极矩等,可以了解核的某些静态特征;研究核衰变就能了解     

核聚变而不带强放射性的新途径

由晶格内束缚态离子引起的共振隧穿现象将完全不同于低能下束－靶相互作用引发的核反应现象。由于库仑位垒的作用，只有那些长寿命的核内能级才能与晶格内的离子能级发生共振。其结果是，带来中子辐射的快速核反应过程都不可能由此共振隧穿引发，也就是取得核聚变能而不引发强烈的中子辐射是可能的。     

垒下16O+232Th裂变碎片角关联模拟

使用Monte-Carlo模拟计算了垒下¹⁶O+²³²Th系统转移裂变和复合核裂变碎片角分布及角关联.转移过程、熔合过程和裂变过程分别用半经典模型、耦合道模型及鞍点过渡态统计模型进行模拟.考虑了各物理量分布产生的运动学效应及裂前中子发射和裂后碎片粒子蒸发对碎片角分布及角关联的影响.模拟结果和实验测量的分布相一致.使用折叠角技术借助Monte-Carlo模拟区分转移裂变和复合核裂变是可能的.考虑了转移裂变和裂前中子发射的影响,复合核裂变碎片角分布各向异性异常仍然存在.     

脉冲源法测量次临界系统裂变衰减特性的理论分析和数值模拟

针对点堆动力学理论解释脉冲源法测试原理时存在的问题, 基于无源中子输运方程分析次临界系统总中子数、泄漏γ射线计数率随时间的变化关系。理论分析表明: 脉冲中子源作用结束后(无源条件下), 在一定时间范围内, 泄漏γ射线计数率和总中子数近似成正比, 两者随时间变化服从近似指数衰减规律, 反映系统本身的裂变衰减特性, 可以由总中子数和γ射线计数率求解瞬发中子衰减时间常数。基于蒙特卡罗程序构造类Godiva裸铀球次临界系统, 模拟脉冲中子源作用下中子和γ射线输运过程, 计算总中子数、泄漏γ射线计数率及两者比值随时间的变化关系, 结果与理论分析一致; 利用脉冲源法由总中子数、泄漏γ射线计数率计算瞬发中子衰减时间常数α₀, 得到与α-k迭代一致的α₀。说明总中子数、泄漏γ射线计数率可以准确反映系统本身的裂变衰减特性。此外, 根据理论分析和模拟计算给出脉冲源法可用数据的时间范围, 分析泄漏γ射线计数率和总中子数比值的影响因素。     

基于前冲康普顿电子高能伽马能谱测量系统设计

除中子外,聚变核心同时释放大量高能伽马,其能谱可反映聚变过程的关键物理参数,并为过程诊断提供重要信息.由于聚变伽马的时间与能量特性,需要设计高探测效率及能量分辨率的伽马谱仪.根据高能伽马谱仪的概念设计(gamma-to-electron magnetic spectrometer),针对该系统中伽马-电子转换靶、电子偏转汇聚、电子探测等关键环节进行优化设计以提高系统探测效率及能量分辨率.其中采用Monte-Carlo程序Geant4模拟研究了伽马-电子转换靶中康普顿散射与多次库仑散射对由转换靶出射电子的能谱与角分布的影响.开发并行遗传算法对复杂几何偏转磁场参数进行优化,得到低强度(小于100 Gauss)复杂边界偏转磁场.根据系统优化设计结果,采用Geant4模拟了该系统对不同能量伽马的响应.此外,还可模拟该系统对特征聚变伽马能谱的测量,结果显示,该系统可在聚变中子产额分别为2.5×10~(15)及1.2×10~(16)条件下,对10—20 MeV高能伽马能谱测量实现能量分辨分别满足0.5 MeV(小于5%)及0.25 MeV(小于2.5%),说明该系统可用于聚变过程伽马能谱的诊断.     

In-Zinerater液态包层输运燃耗数值模拟

Z-Pinch惯性约束聚变是未来一种有竞争力的能源候选方案。Z-Pinch驱动的聚变裂变混合堆可高效地嬗变反应堆乏燃料中分离出的超铀元素。对美国Sandia国家实验室提出的In-Zinerater混合堆概念进行了中子学分析和数值模拟。在三维输运燃耗耦合程序MCORGS中增加了处理在线添加燃料与去除裂变产物的功能,实现了对液态燃料燃耗过程的模拟。增加6Li丰度和燃料初装量保持寿期初反应性不变,可以减缓寿期内反应性下降趋势。逐步增加包层内超铀元素装量,可以控制整个寿期内反应性基本恒定。聚变功率取20 MW,通过反应性控制,5年内包层能量放大倍数在160～180之间,氚增殖比在1.5～1.7之间,优于In-Zinerater基准设计方案。     

氮化镓在不同中子辐照环境下的位移损伤模拟研究

电子器件中的半导体材料经过中子辐照后产生大量位移损伤,进而影响器件性能,氮化镓(GaN)材料是第三代宽禁带半导体, GaN基电子器件在国防、空间和航天等辐射服役环境中具有重要应用.本文利用蒙特卡罗软件Geant4模拟了中子在GaN材料中的输运过程,对在大气中子、压水堆、高温气冷堆和高通量同位素堆外围辐照区四种中子辐照环境下GaN中的初级反冲原子能谱及加权初级反冲原子能谱进行了分析.研究发现:在四种辐照环境下GaN中初级反冲原子能谱中,均在0.58 MeV附近处出现不常见的"尖峰",经分析该峰为核反应产生的H原子峰,由于低能中子(n, p)反应截面较大,该峰的强弱和低能中子占总能谱的比例有关;通过对比四种中子辐照环境下GaN中初级反冲原子能谱分布可知,大气中子能谱辐照产生的初级反冲原子能量更低、分布范围更广,裂变堆能谱下较高能量的初级反冲原子的比例较大,大气中子和高通量同位素堆辐照环境下的初级反冲原子能谱与加权初级反冲原子谱形状更相似,结合核反应产物对电学性能的影响,高通量同位素堆外围辐照区更适合用于模拟GaN在大气中子环境下的辐照实验.该结果对GaN基电子器件在辐射环境下长期服役评估研究和GaN材料的反应堆模拟中子辐照环境实验研究具有参考价值.     

基于14 MeV中子的烧氚历史诊断模拟研究

针对直接测量16.7 MeV进行烧氚历史诊断所需聚变产额高的情况,模拟研究了利用14 MeV中子与副靶作用产生的非弹伽马进行烧氚历史诊断的情况,计算了几种材料14 MeV中子作用产生的次级伽马能谱以及切伦科夫辐射阈能之上的非弹伽马数目,对副靶材料和厚度进行了选择。计算了14 MeV中子产生的切伦科夫光子时间谱,分析了光电转换器件处伽马、电子以及正电子等噪声信号,分析了气体切伦科夫系统测量统计涨落与聚变中子产额之间的关系,确定了气体切伦科夫系统所适用的最低聚变中子产额,通过测量14 MeV中子与副靶产生的非弹伽马进行烧氚历史诊断较直接测量16.7 MeV伽马可将测量所需聚变中子产额降低2个量级。     

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根据第一壁后聚变中子通量和能谱的空间分布和 ITER 可能输出的聚变功率、聚变中子产额、第一壁(产氚包层)之后的中子通量的蒙塔-卡罗中子输运(MCNP)计算,对氦冷却固体增殖剂中子学和产氚包层模块(NT-TBM-HCSB)的聚变中子诊断提出概念性设计,本设计提出用固定位置微型裂变室探测器和可移动封装薄箔活化分析系统测量中子倍增器之后、固体氚增殖剂中及其后的中子通量;用可移动天然金刚石探测器的紧凑型能谱仪测量中子能谱。     

D-3He系统的聚变点火燃烧过程

 对少高能中子的D-3He聚变系统的点火燃烧过程进行了解析研究，给出了D-3He聚变点火和燃烧条件，并用数值模拟方法计算了几个典型的物理模型，得到了有关的物理图象和一些主要计算结果。研究结果进一步论证了D-3He聚变系统是将来少中子聚变电站的最佳候选者。     

基于核数据的中子诱发原子离位损伤截面评估方法

中子辐照损伤是核能系统面临的重要挑战之一。中子辐照损伤是由中子核反应诱发的，通常通过离位损伤(用平均每原子离位数DPA计)量化。离位损伤的过程为中子核反应产生的反冲核，在辐照损伤中称为初级碰撞原子(Primary Knock-on Atom,PKA)，引发材料中原子级联碰撞产生，因此其评估需要基于中子核反应理论或相关核数据。由于现有评价核数据库中未包含全部反冲能谱分布，中子辐照导致的离位损伤截面需要基于已有微分截面与守恒方程计算。本工作回顾了中子辐照诱发离位损伤的两种计算思路、系统地归纳了不同核反应类型(包括离散与连续的两体反应、中子俘获反应以及多体反应)导致的离位损伤截面计算理论方法、并指出了现有方法的不足。最后，以事故容错包壳材料FeCrAl为例，基于ENDF/B-Ⅷ.0数据库计算了多组不同Cr与Al含量的离位损伤截面。初步研究结果表明FeCrAl的中子辐照离位损伤评估对其中Cr与Al含量的敏感性较低且高出Fe单质的DPA截面约3%～4%，因此DPA评估中可暂不考虑不同Cr与Al含量的影响。但Cr与Al的含量可能会影响离位阈能与损伤能量。     

Z箍缩聚变裂变混合堆包层中子学分析

作为一种有竞争力的能源系统,Z箍缩聚变裂变混合堆(Z-FFR)正在开展概念研究,包层研究正是其中重要的一部分。建立了Z-FFR包层设计模型,分析了包层影响因素、中子平衡、通量与功率密度、燃耗等方面,表明该包层设计在50年内能量放大因子、氚增殖比和燃料增殖比的平均值分别为14.91,1.294和5.140,满足设计要求。针对聚变源的脉冲特性进行了包层的瞬态中子学分析,发现燃料区中子脉冲可分为聚变中子、瞬发裂变中子和缓发裂变中子脉冲三个部分,绝大部分热量约在0.01s内沉积。结果较完整地给出了Z-FFR包层的中子学参数,为概念研究提供了基础。     

聚变中子学的蒙特卡罗PVM并行模拟在ITER中子诊断设计中的应用

聚变能源很可能是人类文明得以维持发展的新型能源。未来的氘氚聚变堆的结构和工程设计很大程度上依赖于以聚变中子学为基础的计算。在过去的十余年中，很多的核数据库如FENDL和JENDL的检验工作围绕ITER设计而展开。聚变中子学计算包括中子和光子的输运计算。其计算目标是提供反应率和能谱等重要的信息。一维或二维的聚变中子学解析计算能提供一定精度的结果和高效率的优化设计，但对于一个三维的聚变托卡马克反应堆来说，只有蒙特卡罗方法能提供较精确的数值模拟结果。MCNP程序是由LANL实验室发展的用于中子和光子的蒙特卡罗计算的大型程序。PVM的并行计算环境能提高为MCNP程序的运行执行效率。     

台面激光核聚变中子源研究进展

通过超短脉冲激光与合适的介质相互作用,在普通光学实验室中可以产生聚变中子,经过特殊设计的固体靶结构和特殊安排的级联过程,亚ＴＷ激光即可引发光核反应产生中子,通过台面超强激光与固体靶相互作用利用对离子的自导通道径向加速机制,可获得较多的高能离子和较多的中子产率,由于超强激光辐照下大的团簇爆炸时可获得大量高能离子,团簇靶实验中实现的中子产率比相似激光能量的固体靶实验高两个量级,文章讨论了上述三种产生中