多重库仑散射对小尺度物体缪子透射成像精度的影响

缪子透射成像方法是一种基于宇宙线缪子穿过目标物体前后的通量变化,进而获得其内部密度结构的无损探测成像方法.缪子透射成像方法假设缪子在低原子序数物质中沿直线运动,但实际上多重库仑散射作用会使缪子路径一定程度上偏离直线,有可能对成像精度造成影响.为此,本文使用Geant4软件包开展了缪子透射成像蒙特卡罗模拟,针对数米尺度多种密度结构的模型,定量分析了打开和关闭多重库仑散射物理过程时对成像精度的影响.结果表明:对于数米尺度标准岩石物质,缪子透射成像方法能够很好地恢复内部密度异常几何特征;但多重库仑散射作用对目标物体内部区域近垂向缪子通量造成的偏差可达5%,而在目标物体边界区域的偏差可达13%.因此,需要宇宙线缪子透射成像中考虑多重库仑散射作用的影响,以获得数米尺度目标物体更准确的绝对密度值成像结果.     

氘核削裂反应理论研究及其进展

氘核削裂反应作为单核子转移反应的一种,在原子核的单粒子结构研究中一直起着重要的作用。同时,作为典型的三体核反应,它也是直接核反应理论研究的一个重要研究对象。本文简述了氘核削裂反应的研究历史,侧重介绍其反应理论的演进,以及平面波玻恩近似(Plane Wave Born Approximation,PWBA)、扭曲波玻恩近似(Distorted Wave Born Approximation,DWBA)、连续态离散化耦合道理论(Continuum Discretized Coupled Channels,CDCC)、绝热波近似理论(Adiabatic Wave Approximation,ADWA)和法捷耶夫方程组(Faddeev equations)方法之间的差别与联系。本文讨论了当前及未来氘核削裂反应理论研究的若干热点问题,包括中高能条件下的氘核削裂反应、转移到剩余核连续态的理论、色散光学势以及非定域光学势在氘核削裂反应中的应用等。本文展示了我们对中高能条件下的氘核削裂反应理论计算的一些初步成果。     

地球化学模拟在高放废物地质处置中的应用与发展

随着核能事业的发展,高放废物的处理和处置问题日益突出.其中,研究高放废物在环境介质中的吸附、扩散和迁移行为是获取放射性核素对周围环境和人群健康影响的基础参数的最重要和最直接的途径.近年来,人们利用已有的实验数据及核素的基础热力学和动力学数据,附以相应的数学模型,建立了一些地球化学模拟软件,用于分析核素在地质介质中可能发生的连续性和长期性变化.目前,国内外常用的地球化学模拟软件有十多种.本文从热力学平衡计算原理、种态分布计算方法和表面配位模型假设等几个方面对地球化学模拟软件进行了简要介绍,对近年来地球化学模拟软件在核素种态分布计算和表面配位模型模拟两方面的应用进行了举例分析,并以Ca-U-CO3配合物为例,说明完备的热力学数据对地球化学模拟软件发展的重要性,以期促进我国地球化学模型的应用和发展.     

掠过双板流动引起的旋涡脱落特性数值模拟

板状燃料组件在先进核反应堆中得到重要应用.流体以一定的流速轴掠板状组件时会导致板后产生旋涡脱落现象.旋涡脱落有可能引发板状燃料组件的流致振动.使用BELIEF程序,通过改变方柱间距模拟了Re=200情况下刚性矩形通道内不同节距条件下双平行方柱的旋涡脱落现象,得出了双柱间节距对双平行方柱旋涡脱落特性的影响,并进一步对双平...     

Ni3Al箔在甲烷重整反应中的催化性能

研究了以冷轧工艺制备的Ni₃Al单晶箔(Ni-24at% Al), 以及表面预处理(873 K下蒸汽氧化后还原处理)后的Ni₃Al箔, 在甲烷重整制氢反应中的催化性能. 首先, 采用逐步升温法研究了873～1173 K下Ni₃Al箔的催化活性与温度的关系; 然后, 采用等温法研究了973 K下Ni₃Al箔的催化稳定性. 根据催化反应和扫描电镜显微观察的结果得出: 未经预处理和经过预处理的Ni₃Al箔, 在反应中均显示出一定的催化活性和稳定性; 表面预处理对Ni₃Al箔的催化活性有显著的增强作用, 原因是经过该预处理后的Ni₃Al箔形成了富Ni表面; Ni₃Al箔在甲烷重整反应的气氛中, Ni原子从Ni₃Al基体向表面的移动, 是维持催化活性的主要原因.     

分子动力学模拟BCC铁中级联碰撞产生的缺陷结构及其演变(英文)

用分子动力学模拟BCC铁中级联碰撞原子的演变过程.结果显示,级联碰撞的原子不仅可以临时地产生自间隙原子、空位、以及<100>,<110>和<111>哑铃型缺陷,也可以产生<110>和<111>,以及<110>和<110>哑铃型缺陷的复合缺陷.模拟显示在模拟的能量范围内,如果初级碰撞原子的能量越大,该原子引起的级联碰撞覆盖区域会越大.发现具有几千电子伏特初级碰撞能量的原子引起的级联碰撞覆盖区域大约为11~15个晶格常数大小.同时还发现在级联碰撞的初始阶段(0.0~0.75 ps)不仅会有自间隙原子与空位的生成,同时也会有少量的自间隙原子与空位缺陷复合而消失.     

高放废物地质处置中的模型

我国将采用深地质处置的方法处理核能发展所产生的大量高水平放射性废物。为了准确地预测核素的迁移行为,评估处置库的安全性,除了实验之外,还必须使用模型。本文对高放废物地质处置中所涉及的模型,以及与模型相关的软件、数据库做了综述,重点叙述了用于化学种态分析的地球化学模型,扼要介绍了多场耦合模型。此外还简要报告了本实验室核素迁移实验数据的处理方法和程序。     

超临界水临界区域判定方法研究

对超临界水在临界区域进行合理的判定和区域划分,对于深入理解超临界水在临界过渡区域的流动和换热相关特征具有重要的作用。本文分析了超临界水从拟液态区向拟汽态区过渡的过程中,其导热系数、动力粘度、定压比热和膨胀系数等相关参数的变化规律特征,并归纳了已有超临界水在临界区域的划分判定模型。分析结果表明,在临界过渡区域,超临界水的流动特征参数和换热特征参数均会发生一系列连续剧烈的变化;只有同时考虑超临界水的膨胀特性和最大比热特性,才能更加合理地对临界区域进行划分。在此分析基础上,本工作完善了超临界水的三区分析判定模型,得到了新的超临界水在临界区域的判定划分数据,并由此拟合得到了新的超临界水分区边界计算关系式。新的计算关系式的误差范围在±0. 3℃之内,满足计算分析的要求。     

放射性核素铀在针铁矿中的占位研究

用第一性原理研究放射性同位素铀在针铁矿(α-FeOOH)中的占位情况, 分别考虑铀原子替代针铁矿中的铁的替位缺陷和铀的多种八面体和多种四面体间隙缺陷. 计算发现了三个最稳定的缺陷构型, 它们分别对应于一个铀替位缺陷(S) 及其中的一个铀的八面体(O)和四面体(T)间隙缺陷, 其形成能分别为-13.49, -3.86, -1.60 eV. 也研究了两个相邻的铀原子在针铁矿中的占位情况, 发现双铀原子很容易掺入到相邻的SS或OS位, 它们的形成能分别为-27.392和-16.214 eV, 结合能分别为-0.417和1.131 eV. 表明双原子铀在针铁矿中会以SS形式发生偏聚而较难以OS形式偏聚. 关键词： 铀 针铁矿 占位 第一性原理     

连续碳纤维增强碳化硅的辐照效应

连续碳纤维增强碳化硅材料除了具有碳化硅材料固有的低中子活化性能,低衰变热性能和低氚渗透性能等优点以外,还具有密度低、线性膨胀系数小、高比强度、高比模量、耐高温、抗氧化、抗蠕变、抗热震、耐化学腐蚀、耐盐雾、优良的电磁波吸收特性等一系列优异性能,是各类核工程重要的潜在候选材料。在核聚变工程应用领域,连续碳纤维增强碳化硅材料作为第一壁材料不可避免地会受到各种辐射粒子的影响。研究清楚这些辐射粒子对它的辐照效应对其在核工程领域的安全使用至关重要。采用蒙特卡罗方法与分子动力学方法进行模拟计算,研究了氕、氘、氚和氦四种粒子对连续碳纤维增强碳化硅的辐照效应。SRIM和LAMMPS计算结果表明:当入射原子能量为100 eV,连续碳纤维增强碳化硅中碳的浓度在80%~85%时,氕、氘、氚和氦原子的溅射率存在最小值;入射粒子的种类对溅射率的影响显著,氦原子的溅射率大于氘原子和氚原子,而氘原子和氚原子的溅射率相差不大但均显著大于氕原子;溅射率随入射能量的增加先迅速增加后逐渐减小,氕、氘、氚和氦原子入射能量分别在200,400,600和800 eV时存在溅射率最大值;当氦原子入射能量为100 eV时,溅射率随入射角度的增加而逐渐减少。这些结果对连续碳纤维增强碳化硅材料在核工程上的应用具有一定的参考意义。Continuous carbon fiber reinforced silicon carbide material has the low neutron activation, low decay heat performance and tritium permeability, which are inherent performance of silicon carbide materials. It also has other advantages such as low density, small linear expansion coefficient, specific strength and specific modulus, high temperature resistance, oxidation resistance, creep resistance, thermal shock, resistance to chemical corrosion, salt fog resistance, excellent electromagnetic wave absorption properties, etc. It is an important potential candidate material in various field of nuclear engineering. In the field of nuclear fusion engineering applications, continuous carbon fiber reinforced silicon carbide as the first wall material will inevitably be bombarded by a variety of radiation particles. The radiation effect is critical to its safe use in nuclear engineering. The Monte Carlo method and the molecular dynamics method were used to study the radiation effect of protium, deuterium, tritium and helium on continuous carbon fiber reinforced silicon carbide. The SRIM and LAMMPS simulation results show that when the incident energy is 100 eV and the concentration of carbon in the continuous carbon fiber reinforced silicon carbide is about 80% ~ 85%, the sputtering yield of protium, deuterium, tritium and helium atoms have the minimum values. The kind of incident particle has a significant effect on the sputtering yield. The sputtering yield of helium atoms is larger than that of tritium atoms and deuterium atoms. There is not much difference between the sputtering yield of deuterium atoms and tritium atoms, and both the sputtering yield of deuterium atoms and tritium atoms are larger than that of protium atoms. The sputtering yield initially increases rapidly with the increase of the incident energy and then decreases gradually. The incident energy of the protium, deuterium, tritium and helium atoms has the maximum value of the sputtering yield at 200, 400, 600 and 800 eV, respectively. When the incident energy of helium atoms is 100 eV, the sputtering yield decreases while the increase of the incident angle. These results can provide a certain reference for the application of continuous carbon fiber reinforced silicon carbide materials in nuclear engineering.