钚体源样品γ能谱计算的蒙特卡罗方法

提出了钚体源样品γ能谱分步计算的蒙特卡罗模型和方法.采用分步和直接计算两种方法对球壳形钚体源样品的γ能谱进行了模拟计算.用实验测量的γ能谱验证了计算结果的可靠性，计算结果与实验测量值在10%的误差范围符合.通过对Steve Fetter模型的模拟计算表明：对于外面包有若干屏蔽层的钚体源样品大系统，采用分步方法进行能谱计算，可以使结果快速收敛.     

200MW惯性约束混合堆燃耗计算

建立了不生产＾２３９Ｐｕ的惯性约束矣变混合是可行的。我们使用ＢＩＳＯＮ程序计算了２００ＭＷ电站主要特征量随时间的变化，计算结果表明裂变包层并不总是次临界的。讨论了即维持高的功率输出又能避免超介的办法。     

用符合计数研究“钚的质量属性”与“氧化钚不存在属性”

符合计数的测量量为总中子计数和符合计数，而未知量有（α，n）中子与自发裂变中子之比α、泄漏增殖系数M1以及钚-240的质量。符合计数与源中子泄漏复度分布的二阶矩成正比。对MCNP程序进行修改，加入自发裂变源与（α，n）中子源的跟踪功能，直接得到了中子泄漏复度分布的二阶矩。     

关于压水堆产武器级钚的模拟计算

防止核扩散是国际社会共同努力的目标,其中武器级核材料的防扩散是重中之重.钚是反应堆的副产品,如果不计较经济效益,利用铀为核燃料的反应堆都可以生产武器级钚.本文基于日本Takahama-3压水堆建立了五个模型,并进行中子和燃耗计算,得到两种燃料棒产武器级钚的条件、燃料棒轴向的燃耗分布、组件内燃料棒燃耗的变化区间和全堆芯燃料棒径向燃耗分布.基于上述模型和计算数据给出压水堆堆芯内含有武器级钚的准确位置和UO_2燃料棒中武器级钚的产量.这种低燃耗的乏燃料给国际核不扩散带来了巨大风险,国际社会应该加强对此类乏燃料的监管.     

乏燃料中Pu同位素含量数值模拟

利用燃耗计算程序MCORGS模拟反应堆燃耗与乏燃料中Pu同位素含量之间的关系,通过对轴向上分为20段的重复栅元模型和组件模型进行的燃耗计算,得到压水堆中乏燃料中轴向不同位置燃耗的分布和Pu-239同位素含量的变化,模拟发现Pu-239同位素含量随着燃料棒在堆芯中的位置不同变化很大。同时,对VVER1000组件和压水堆1717组件也进行了燃耗计算,计算发现组件径向不同位置的燃耗有一定差别。轴向上和径向上不同位置的燃耗差别会导致同一批卸载的乏燃料中含有很多低燃耗的燃料区间,这种乏燃料给国际核不扩散带来了巨大的风险,应该加强监管。     

放射性惰性气体 37Ar向地表输运的数值模拟

放射性惰性气体 37Ar的监测是全面禁止核试验条约核查体系中现场视察（OSI）的一项重要技术手段。 为在理论上考察地下核爆炸后 37Ar泄漏到地表的时间及泄漏量， 将核试验场区抽象为多孔介质， 在不考虑 37Ar在基岩中吸附、 解吸的情况下， 利用多孔介质渗流模型， 对理想场区地下核爆炸产生的 37Ar在地层中的输运进行数值模拟， 给出了 37Ar泄漏到地表时间及变化量。 计算结果可为OSI惰性气体监测技术的发展及其在地下核爆炸监测中应用的有效性评价提供参考。 Monitoring radioactive gas 37Ar is an important technique for the On Site Inspection(OSI) of the Comprehensive Nuclear Test Ban Treaty (CTBT) verification regime. In order to establish a theoretical model that can be used to calculate the appearing time and radioactivity of 37Ar which transports to the ground after a nuclear explosion， the rock media in the test area is assumed to be a homogeneous porous media， without consideration of gas absorption by and release from the rock media. The seepage model in the porous media is used to calculate 37Ar transportation. Computational results give the time 37Ar leaks to the ground and the variation of its radioactivity with time．And we can analyze and consider the computational results when we have developed OSI noble gas monitoring systems and evaluated their effectiveness.     

低能α粒子与中子耦合输运模拟

开发了低能α粒子与中子耦合输运程序，可以计算低能α粒子在各种介质中的输运、含氧介质中的（α，n）中子产额，跟踪次级中子。采用蒙特卡罗方法中带权重跟踪的技巧，通过大量小权重事件的模拟成功解决了低能（α，n）反应中子产额太低、无法直接模拟的困难。α粒子的射程与阻止本领用SRIM程序计算，（α，n）截面取自最新的JENDL带电粒子库，次级中子跟踪使用MCNP程序。A new code package of alpha-neutron coupled transportation is developed. It can be used to simulate the transportation of alpha particle in media, to compute the neutron yield in media contains oxygen and to track the history of the secondary neutrons. The secondary neutrons are simulated efficiently by tracking lots of neutrons with small weight, which is determined by the alpha-neutron yield. The stopping power and range of alpha particle in media are given by SRIM code, the alpha-neutron cross section is from charged particle library in JENDL, and the neutrons are treated by MCNP code.     

基于钚特征γ谱的核弹头模板技术可行性研究

基于核弹头钚特征γ谱的模板测量技术是深度核裁军核查的重要技术手段之一。 以Monte Carlo数值模拟为手段, 计算假想核弹头γ射线的输运过程, 分析在可能的核查场景中, 通过构建基于特征γ谱子能区计数的相对测量的比对匹配算法, 分析并建立了由成分匹配和结构匹配组成的核弹头模板测量技术, 该方法较好地消除了绝对测量距离误差和时间误差的影响。The nuclear warhead detecting technology based on a template with γ spectrum of Plutonium is an important verification means in the deep irreversible nuclear disarmament. In order to obtain the γ ray spectra, γ ray transportation processing for the hypothesis nuclear warhead model has been simulated. In a possible nuclear disarmament verification case, the template matching algorithm based on the relative counts of the explored γ spectrum of Plutonium in sub energy region is built up, and the template technology of nuclear warhead composed of element matching and structure matching is established. This method could eliminate the effect of the error caused by the detecting distance and time.     

基于数据库进行乏燃料鉴别的多元统计分析研究

近年来,随着国际核军控形势的变化,包含防扩散、防核恐及核安保的多边国际军控合作越来越受到重视.核取证技术作为防扩散、防核恐及核安保的一项核心技术,在对涉核非法活动的威慑、阻止以及响应方面具有重要作用,值得深入研究.目前针对核取证技术的研究较多,主要集中于材料的表征和数据的解读.其中解读作为核取证研究技术中最重要的一环,所面对的对象是多种多样的,包括铀矿石、黄饼、核燃料、乏燃料等,而其中乏燃料由于其潜在的威胁越来越受到重视.本文聚焦于在核取证场景中利用多元统计分析方法进行乏燃料鉴别的研究,主要是利用因子分析、判别分析和回归分析方法对乏燃料组分进行分析,研究各方法的适用范围,并为未来可能的利用数据库进行乏燃料鉴别的工作提供理论依据与可行方案,为相关核取证溯源工作的顺利开展提供支撑.     

以中子作外源的假想核弹头主动探测

通过对不同入射能量的中子在假想的核弹头中的输运计算,分析了弹头中的裂变材料芯部的核裂变、各层对中子的吸收和(n,xn)反应以及出壳中子随角度的变化,论证了以外中子源(不随时间变化的外源)对弹头作主动探测的可行性.通过对14 1MeV脉冲中子源和产生的缓发中子在模型中的输运计算,分析了用脉冲外中子源产生的缓发中子探测核弹头的可行性.