B4C_Al材料中子吸收性能检测技术研究

核电厂反应堆乏燃料水池的安全性是核电厂十分重要的安全性问题。其中,中子吸收材料的性能关系到乏燃料水池的安全性。在乏燃料水池中放入同种中子吸收材料的挂片,通过定期检查挂片的性能可以对乏燃料水池中子吸收材料的可靠性进行评估。我们开展的B₄C Al合金挂片检测设备的研制工作,有望在评估核电厂反应堆乏燃料水池的安全性方面发挥重要作用。该套检测设备首先通过采用面密度已知的标准板制定标准曲线,再以此为标准,根据中子透射率检测挂片的面密度,从而反映出乏燃料水池贮存格架材料的中子吸收能力,为反应堆乏燃料水池的安全性检测提供了技术手段。该设备是国内首台硼铝合金挂片检测设备,该设备的研制为以后开展国产含硼中子吸收材料的无损检测研究奠定了实验基础。     

B4C_Al材料中子吸收性能检测设备研制

当前基于燃耗信任制的乏燃料密集贮存方式,对乏燃料水池格架中子吸收材料的可靠性和有效性,都提出了更高的要求。在格架材料生产和使用过程中需要对其中子吸收性能(硼含量)进行无损检测和监测,针对这两个方面的需求,我们研制了核电厂乏燃料水池格架B₄C_Al中子吸收材料检测设备。该检测设备主要由中子源(3枚252Cf放射源)、中子探测器(10个锂玻璃组成的探测阵列)、中子屏蔽准直和慢化系统等组成,通过测量中子透射率来推算待测样板上各个测量点的10B面密度,从而达到对于乏燃料水池贮存格架材料B₄C_Al合金硼含量的无损检测。使用该套设备进行了两种B₄C_Al合金20 cm×30 cm悬挂样片的检测,结果可靠。该B₄C_Al材料中子吸收性能检测设备为国内首创,推动了我国含硼中子吸收材料的无损检测研究,能为核电厂乏燃料水池的临界安全监测提供有力保障。     

2.45 MeV小型D-D中子管准直屏蔽结构设计

为获取小角度出射的单能中子源,采用蒙特卡罗软件对小型D-D中子管产生的能量为2.45 MeV的4立体角中子源进行了准直屏蔽结构设计。准直屏蔽结构分为准直器和捕获穴,准直器采用铁+含硼聚乙烯+铅的三层过滤结构,用于屏蔽照射野外杂散中子,捕获穴主要功能是增加反方向中子的弹性散射次数,从而降低出射束低能散射中子的比例。通过MCNP模拟得到了准直器各层材料的最佳厚度和出射孔尺寸以及捕获穴最佳结构。经验证,中子照射野处2.45 MeV的中子通量比照射野外大三个量级,中子照射野处低能中子通量比2.45 MeV的中子通量低一个量级,墙壁外总剂量率（中子+）在2.5 Gy/h以下。该研究对于小角度单能中子源的快速获取具有一定的实用价值,获取的中子源可用于中子剂量仪器有效性检验、中子监测仪性能测试等方面的研究。     

2GW功率下CFETR中子屏蔽的初步中子学研究

在中国聚变工程实验堆(CFETR)真空室最新设计尺寸下,利用蒙特卡洛中子输运程序(MCNP)建立一维中子学模型,在2GW 的聚变功率下进行了计算。分析了中子反射材料ZrH₂ 对中子的屏蔽效果,发现200mm 的反射层可以屏蔽94.3%的中子通量和94.9%的中子核热。研究CFETR 在运行10 个满功率年(FPY)和20FPY 后,对应不同中子壁载荷的最小屏蔽包层厚度。结果显示,装置运行10FPY 后中子壁载荷在1.0MW·m⁻²、1.5MW·m⁻²、 2.5MW·m⁻² 时所对应的最小屏蔽包层厚度分别为44cm、53cm、65cm;而在装置运行20FPY 后,则需要在径向方向更厚的屏蔽包层才能满足中子屏蔽要求。屏蔽包层的尺寸优化将为目前阶段的CFETR 先进包层设计提供参考。     

ITER中子屏蔽结构的虚拟装配研究

国际热核实验反应堆ITER计划是一项大型国际研究合作项目。中子屏蔽结构位于真空室内、外壳之间,其作用是屏蔽中子流、降低环向磁场波纹度。中子屏蔽结构的虚拟装配需要与其设计同时进行,以便指导和改进设计。为了实现其虚拟装配,运用反装思路,通过DELMIA创建其拆卸路径来设计并仿真整个装配过程,实时分析其装配间隙,作为对模型进行优化设计的依据。所得结果满足ITER国际组对中子屏蔽结构的设计要求,并为结构的实际装配提供了参考依据。     

中子屏蔽虚拟仿真实验系统的设计与开发

结合兰州大学核学科特色和核工程类专业人才培养方案,从以学习者为中心的角度出发,设计开发了基于LabVIEW和MCNP的中子屏蔽虚拟仿真实验系统.系统采用友好的人机交互界面,通过模拟中子与物质的相互作用过程,可以实现不同种类、不同厚度的中子慢化/屏蔽材料和材料组合对常用中子源辐射场屏蔽效果的模拟仿真以及实验结果的可视化输...     

基于蒙特卡罗方法的中子屏蔽材料设计

基于蒙特卡罗粒子输运程序MCNP,设计了一种强度高、密度低、具有优异中子屏蔽性能的新型玻璃纤维/B4C/环氧树脂复合材料,模拟计算了镅-铍（Am-Be）中子源产生中子对该材料的透射率;研究了该材料的中子屏蔽性能与传统屏蔽材料的差异以及不同B4C质量分数对该材料的屏蔽性能影响;根据模拟结果分析了该材料对不同能区中子（慢中子、中能中子、快中子）具有的不同屏蔽性能。研究发现:B4C质量分数为10%的该种新型玻璃纤维/B4C/环氧树脂复合材料的中子屏蔽性能,尤其是慢中子屏蔽性能较传统的含硼聚乙烯和Al-B4C合金材料更为优异;但随着B4C质量分数的增大,屏蔽性能提升不明显。结果验证了蒙特卡罗方法用于中子屏蔽材料优化设计的可行性。     

高温堆乏燃料贮罐中子屏蔽性能计算

球床模块式高温气冷堆采用包覆颗粒球形燃料元件,在反应堆运行过程中,不断排出的乏燃料球将被装入乏燃料贮罐。乏燃料贮罐应选取适当的材料和厚度,对光子和中子进行有效屏蔽,使罐外的剂量率满足相应的限值要求。为此,使用张弛长度法和蒙特卡罗模拟法研究乏燃料贮罐的中子屏蔽性能。屏蔽材料为铁和含硼聚乙烯,计算了铁和不同B4C含量聚乙烯的屏蔽性能,并给出了乏燃料贮罐装满乏燃料球后,乏燃料球自吸收对贮罐外剂量率的影响。两种方法计算结果吻合很好,可以为实际工程中的屏蔽设计提供参考意见。     

Gamma全吸收型BaF2探测装置中子屏蔽体与吸收体的研究

中国原子能科学研究院已经建造完成了我国第一套全吸收型BaF₂探测装置,采用瞬发γ测量法,精确测量中子俘获反应截面。中子源是利用HI-13串列加速器产生的脉冲化质子束,通过7Li(p, n)7Be反应建立。为了有效降低周围环境材料和探测器产生的散射中子本底,约束中子束流的形状,使用MCNP程序模拟设计了屏蔽体,采用含硼聚乙烯(B₄C质量分数为5%)包裹5 cm铅的方案,以及准直器采用平行孔的方案。该设计使样品处的中子束斑平整均匀,直径约为2 cm,束斑外的中子注量降低5个数量级,γ注量降低3个数量级。同时设计了中子吸收体(外半径为10 cm,厚度为7 cm)用于吸收待测样品产生的散射中子。MCNP和GEANT4程序的模拟结果表明:选择含硼聚乙烯(10B₄C质量分数为10%)作为中子吸收体的加工材料,其中子吸收率达到了80%,并设置1 MeV的能量加和阈,能够满足在线测量中子俘获反应截面的实验要求。     

ITER中子屏蔽结构的设计与分析

在ITER真空室的双层壳体之间嵌入中子屏蔽结构用来屏蔽聚变反应中产生的中子流和降低环向磁场的波纹度,从而确保聚变反应的安全进行。阐述了中子屏蔽结构的概念设计、设计准则、详细设计、装配方案等整个设计过程。选取组成整个中子屏蔽结构的一个屏蔽块作为研究对象,通过分载荷步对其进行了热-结构耦合分析,获得各部件响应应力均小于许用应力,满足ITER国际组的设计要求,从而验证了中子屏蔽结构设计的合理性。     

基于线性子链法的压水堆裂变产物源项一体化计算方法

核电厂设计基准源项计算可为核电厂安全评审提供依据,同时也是辐射屏蔽计算的基础。基于压水堆堆芯、一回路和气载源项的研究基础,类比衰变常数引入了迁移常数和核反应常数的概念,进而总结了一体化计算上述源项中裂变产物源项的源项方程。针对源项方程变系数、大型、稀疏和刚性的特点,在时间离散近似的基础上,基于线性子链算法编写程序求解了上述方程。通过与典型压水堆工程文件对比,证明了程序的正确性和必要性。     

中国散裂中子源快循环同步加速器主准直器的设计与研究

为满足强流加速器对准直器高散热性能、高抗辐射性能、超高真空、高定位精度、高稳定性和在线实时调整等特殊要求,在CSNS/RCS主准直器设计时针对结构方案和控制方案进行了详细设计和研究,针对关键部件:刮束器、真空盒、驱动装置和远程快速拆卸装置等设计难点进行了阐述,在设计中使用ANSYS完成了刮束器的热分析及支架强度和变形校核,用FLUKA程序对辐射屏蔽进行了分析和设计,确保主准直器设计的可靠性。     

2GW ������CFETR �������εij�������ѧ�о�

Using a one-dimensional (1D) neutronics model, the neutronics performance in the China fusion engineering test reactor (CFETR) with latest design dimensions of vacuum vessel is calculated under the 2GW fusion power. The shielding effect of neutron reflecting material ZrH₂ on neutrons is calculated, and it is found that the 20cm reflector can shield 94.3% neutron fluence and 94.9% neutron nuclear heat. Meanwhile, the minimum shield blanket thickness corresponding to different neutron wall loads is calculated when CFETR is operated at 10FPY (full power year) and 20FPY. The results show that the minimum shield blanket thickness are 44cm, 53cm, and 65cm corresponding to the neutron wall loads with 1.0MW·m⁻², 1.5MW·m⁻², and 2.5MW·m⁻² respectively after the device is operated at 10 FPY; whereas the shielding blanket needs to be thicker in the radial direction to meet the neutron shielding requirements after the device is operated at 20FPY. The optimized size of the shielding blanket provides a significant reference for the design of CFETR advanced blanket.     

ITER真空室中子屏蔽设计

ITER真空室中子屏蔽主要是屏蔽中子流、伽马射线以及降低环向场波纹度。介绍了ITER真空室的结构特点及屏蔽结构料材的选取情况,发展了屏蔽设计思想及相关的支撑结构,对铁磁性材料填充区域进行了布局设计。依据ITER真空室物理学计算结果,确定了屏蔽区域屏蔽材料的填充率。基于三维建模软件进行了屏蔽块零件库的仿真设计和屏蔽结构的模拟仿真。     

Calculation of the reactor neutron time of flight spectrum by convolution technique

It is a very complex and time-consuming process to simulate the nuclear reactor neutron spectrum from the reactor core to the export channel by applying a Monte Carlo program. This paper presents a new method to calculate the neutron spectrum by using the convolution technique which considers the channel transportation as a linear system and the transportation scattering as the response function. It also applies Monte Carlo Neutron and Photon Transport Code （MCNP） to simulate the response function numerically. With the application of convolution technique to calculate the spectrum distribution from the core to the channel, the process is then much more convenient only with the simple numerical integral numeration. This saves computer time and reduces some trouble in re-writing of the MCNP program.     

TMSR白光中子源本底屏蔽设计

为了满足钍基熔盐堆对核数据的需求,中国科学院上海应用物理研究所自行设计并建造了紧凑型的15 MeV电子加速器驱动的白光中子源。电子直线加速器、中子产生靶以及探测器系统处于同一个实验大厅,中子/伽马射线本底较高,原有屏蔽并不能满足在低能区进行热中子物理实验测量的低中子本底需求。为了降低热中子本底,提高在热区的测量能力,需要对中子源进行局部屏蔽。根据调试运行经验以及模拟计算结果,分析了中子伽马射线本底的来源,利用MCNP5模拟计算了混凝土、铅、含硼聚乙烯对中子/伽马射线的屏蔽效果,优化设计了局部屏蔽方案。模拟计算结果显示,该屏蔽方案可将热中子本底降低三个量级,伽马本底降低两个量级。屏蔽后的实验测量结果表明,探测器处的有效热中子与本底热中子的比值达到约100:1,屏蔽效果显著,为后续在热中子能区顺利开展中子物理测量实验奠定了基础。     

启明星Ⅱ次临界非稳态热中子注量率测量

中子注量率及分布是反应堆的重要参数,本工作通过核数守恒在非稳态情况下的推导和求解,从理论上论证了次临界反应堆非稳态情况下中子注量率测量的可行性。将活化法和固体径迹法有机结合,利用固体径迹探测器标定活化片的测量数据,测量了启明星Ⅱ零功率装置的He-3管实验孔道内及反应堆外壁的中子注量率的分布,并与模拟计算结果进行了比较,利用MCNPX程序得到的模拟计算结果与实验结果的趋势一致,证明了该测量方法可以测量低通量的中子注量率,可实现反应堆不同时刻、不同位置的中子注量率测量,为CiADS技术的研发提供了实验数据与技术支撑。Neutron flux measurements were carried out at VENUS-Ⅱ lead-based zero power reactor by neutron activation method combined with solid-state nuclear track detectors (SSNTD). This experimental method was proposed based on the principle of nuclear number conservation when a foil was irradiated in an unsteady-state neutron field. By this method, thermal neutron flux distributions inside the He-3 duct were measured when VENUS-Ⅱ was operated under unsteady-state. The neutron flux distributions were also calculated with MCNPX code and were consistent with the experimental data. In addition, the neutron fluxes in the outer layer of VENUSⅡ were measured under steady-state. These results would benefit the further study of experimental methods for neutron flux measurement and provide important support for the design of CiADS.     

铜导体CFETR氦冷固态包层及屏蔽中子学设计与分析

根据铜导体CFETR设计要求,对铜导体CFETR固态包层和屏蔽进行了中子学设计与分析,提出了套管结构的氦冷固态包层设计方案。包层设计和屏蔽分析结果表明,基于套管的氦冷固态包层的氚增殖比(TBR)达到了1.25, 满足铜导体CFTER氚自持设计要求;环向场线圈绝缘层在堆寿期内不会出现显著的辐射感应电导率(RIC)与辐射引起的电气性能退化(RIED)效应。     

ITER真空室支撑筋板结构设计与强度分析

作为真空室的重要部件,支撑筋板既需要支撑真空室双层壳体,又需要支撑中子屏蔽层。在实际工作中,支撑筋板必须满足运行时的各项强度要求。分析了真空室结构特点,以及真空室支撑筋板的平面布局与结构要求。运用CATIA软件设计了支撑筋板,并在ANSYS Workbench环境下对其作了有限元分析,得到支撑筋板在真空室内工况下的强度应力云图和应变云图。结果分析表明,支撑筋板的结构和强度均满足设计要求,很好地保证了ITER真空室的正常运行。