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。     

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     

随机中子输运方程点堆模型解析解

研究弱中子源引起系统发生持续裂变链的统计涨落行为，可用考虑中子位置和速度（x,v），功相空间的模型，或者用点堆模型来描述，从点堆模型得到的随机中子输运方程近似解与系统的空间位置无关。     

随机中子输运方程解析解的改进

在研究核材料安全、核反应堆启动、脉冲堆爆发脉冲等待时间概率分布等具有弱源的中子可增值系统时，通常用随机中子输运理论研究弱中子源引起系统发生持续裂变链的统计涨落行为，Pal、Hansen、陈式刚等都在点堆模型的基础上给出了详尽的理论分析结果。根据Bell的理论也可以用考虑了中子位置和速度（x,v），功相空间的非线性微分一积分随机中子输运方程通过S-N方法数值解方法进行此类问题的研究。     

裂变链成长初期的统计涨落与临界安全

在裂变材料组成的系统中，外中子源尤其是弱强度外中子源释放中子的时刻是随机的，系统中中子与原子核相互作用是随机的，缓发中子先驱核衰减的随机性，使得从外中子源放出中子时刻开始形成的中子裂变链的初期发展过程具有显著的统计涨落性质。在反应堆中，由于安全的需要，在启动堆的过程中一般应该有中子源存在。统计涨落正比于量值的平方根，而量值一般表现为中子密度n（t）或者输出功率，在反应堆启动阶段是正比于中子源的强度的，所以中子源强度越弱，统计涨落越显著。由于技术原因或者经济原因不能采用强中子源的情况下，研究这个问题具有较大的意义。     

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。     

中子裂变链统计涨落问题的数值计算方法

研究了弱中子源驱动下,裂变系统中子裂变链统计涨落问题的数值计算方法。进行了数值计算建模、数值方法分析、数值计算检验、一类问题概率分布函数的统计涨落特征量的数值计算示范。特例数值检验表明:只要数值解方程组阶数(截断) N足够大,数值解满足归一(守恒) 律、指数增长律,并与精确解析解一致。对于非定常裂变系统中子裂变链统计涨落问题提出了一维等效模型下数值模拟的方法。     

CFBR-Ⅱ堆自发裂变中子价值有效系数计算

CFBR—II堆是一个由高浓缩铸造铀球壳组成的椭球形快中子脉冲堆，并带有贫化铀和黄铜球壳反射层，其中心钢托盘在水平方向还开有3根圆孔棒槽供自动调节棒、补偿棒和脉冲棒插入。该堆的自发裂变中子主要分布在贫化铀反射层和浓缩铀活性区，由于不同区域的中子价值不一样，需要将各处的自发裂变中子源强等效到系统中心去，因而引入了有效系数这一概念，它是指以系统中心的中子价值作参考，其它区域的平均中子价值与该参考值的比值作为该区域的有效系数。根据系统各区域的有效系数，便可求出堆体总的自发裂变中子等效为中心点源后的有效源强。     

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。     

快中子堆堆外场点中子谱的测量

对脉冲堆而言，在无强吸收介质时，堆外任何一点的中子谱可近似地由热中子谱、1／E谱和裂变谱叠加而成。根据这一原理，利用包镉的^235U转换靶和裸^235U转换靶在固体径迹探测器上产生的裂变径迹数差，确定热中子谱(镉下中子)；用包镉的^235U转换靶和^238U转换靶在固体径迹探测器上产生的裂变径迹数差，获得1/E谱和裂变谱。     

宽脉冲中子注入下中子裂变链统计涨落的数值计算

研究了裂变系统在宽脉冲外中子源注入驱动下裂变链统计涨落问题.提出了概率分布W_n方程的分解-合成数值模拟计算方法,使裂变系统注入中子源数值模拟计算扩展到一般广义条件(具有任意时间分布、注入时间零点t₀概率分布函数P(t₀)和数概率分布S(n)等).同时讨论了应用物理模型的等效条件.将基本前提等效条件从单介质区模型扩展到多介质区模型.为解概率分布W_n方程必备参数提供了计算平均公式.     

墙壁反射中子对脉冲堆波形的影响

墙壁的反射中子会对快脉冲堆的波形产生明显的影响.堆芯中子泄漏后,经过墙壁的反射有一定的概率返回堆芯,由于能量的差异,泄漏中子的返回时间是一个连续的分布.传统的双区模型只考虑了相互作用概率,而没有时间信息,尽管可以很好地解决稳态问题,而无法解决瞬态问题.本文采用等效的方法,把泄漏中子等效为时间相关的堆芯本征源,建立了含有反射效应的时间关联双区模型.求解得到的脉冲波形与CFBR-Ⅱ的实验结果一致,从而合理解释了脉冲波形后沿衰减变慢和坪功率提高的实验现象.     

Calculation of Prompt Fission Neutron Lifetimes by the Monte Carlo Method

An algorithm for calculation of prompt fission neutron lifetimes in a nuclear reactor by the Monte Carlo method is described. Evaluation of the importance function is carried out with solution of the neutron transport equation without solving the adjoint equation. The results of the prompt neutron lifetime calculations performed within some critical experiments are presented and compared with the experimental results.     

Effects of Isospin Equilibrium on Cold Fusion of Superheavy Nuclei

The neutron flow model predicts that neutrons start to flow freely between the approaching nuclei ^58Fe and ^208 pb at s=3fm, a length in which the effective surfaces of these nuclei are 3 fm apart. As a result of neutron flow, the N/Z value rapidly reaches an equilibrium distribution. Meanwhile the system, originally in the fusion valley, is injected into the asymmetric fission valley. The dynamic process of the composite nucleus in the asymmetric fission valley is treated with a two-parameter Smoluchowski equation. It is shown that the probability to overcome the asymmetric fission barrier and to achieve compound nucleus configuration, hence the fusion cross section is obviously suppressed due to the effect of isospin equilibrium.     

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.     

ENHANCED NEUTRON EM1SSION IN HEAVY ION REACTIONS BY DIFFUSION MODEL

An extensive Smoluchowski equation with neutron emission is suggested in this paper and is analytically solved by means of van Kampen technique.The average fission rate,fission probability,the ratio of neutron emission to fission are calculated for composite nucleus ²⁴⁰PU. The time evolution of these quantities is analysed and their essential dependence on fission potential height and nuclear temperature are discussed.A fair1y substantial particle evaporation prior to fission in heavy-ion reactions can be well understood in our diffusion model.     

JFNK在高温堆扩散计算中的应用

研究了JFNK框架下高温堆中子扩散问题的求解方法。研究结果表明,JFNK方法在求解与源迭代相同形式中子扩散方程时,相对残差下降趋势为逐渐加快并趋于稳定,有利于更高求解精度的实现。使用通量归一化附加方程可以获得更好的JFNK非线性迭代特性,但在算例中其部分牛顿修正方程求解时间偏多,总计算时间高于显式有效增殖系数附加方程法,需要研究更高效的JFNK预处理方法对线性求解环节进行改善。     

The Effective Mode Approximation for Analyzing Position Instability of a Tokamak Plasma

The effect of induced currents in the equilibrium field (EF) coils on ameliorating the instability of a small position perturbation of a rigid tokamak plasma is analyzed. A strong analogy between the position instability of the plasma and supercriticality of a fission reactor core is recognized. The position of the plasma corresponds to the neutron population, and the retardation of the displacement by the induced eddy currents to the suppression of population growth by delayed neutrons. The matrix equation of the dispersion relation for the position instability is diagonalized and factored into a form identical to the in-hour equation of fission reactor kinetics. An Effecitve Mode Approximation (EMA) similar to the one group of delayed neutron approximation has been introduced to greatly simplify the analysis of the position instability and feedback control. With this approximation the dispersion relation is reduced to a linear or cubic algebraic equation depending on the effectiveness of retardation by the eddy currents. The time constant of the unstable mode can be expressed in terms of the plasma parameters and the effective resistance and inductance of the current carriers, which can be conveniently computed. The vertical instability of a typical noncircular tokamak plasma is analyzed numerically as well as analytically by the EMA method. The results agree well within a negligible discrepancy.     

关於热能中子所致铀235分裂时发出的中子数目的讨论

An investigation on the average number v of prompt neutrons emitted per thermal neutron induced fission of U²³⁵ has been made with the Fermi gas statistical model. Weizsacker-Fermi semi-empirical mass equation has been used in calculating the neutron binding energies of the fission fragments. Using Stern's value for the mass of U²³⁵, the total excitation energy E_e of the fission fragments has been estimated to be of the order of 10 to 20 Mev for different hypotheses regarding the primary fission products. The results of calculation (given in the third table) show that only the hypothesis of equal radioactive chain lengths together with the assumption (A) that the excitation energy E_e is shared by the two fragments in proportion to their masses yields values of v exceeding 2. The latter assumption is not in accord with the experimental finding of Fraser that the light fragment group emits on the average 30% more neutrons than does the heavy. However, a shift of mass of U²³⁵ towards larger values or of kinetic energy of fission fragments towards lower values so that 5 Mev more excitation energy is available would make v considerably larger than 2 even with the assumption (B) that the excitation energy is shared by the two fragments in inverse proportion to their masses, thus making possible conformity with Fraser's discovery. Even then, in no case has the value of v thus calculated exceeded 3 (as shown in the fourth table), which may then be taken as a theoretical upper bound for the value of ν for thermal neutron induced fission of U²³⁵. The results of this investigation are thus seen to be in harmony with the recently announced experimental value 2.5 ±0.1 for ν.