有温度反馈阶跃引入负反应性瞬变的解

考虑有温度反馈反应堆阶跃引入负反应性过程的变化规律,对点堆中子动力学方程的解进行研究,给出不同的分析模型,分析发现,（1）用于瞬发超临界的分析模型及其结果不能用于引入大的负反应性过程的分析.（2）在相同的初始功率时,先驱核瞬跳近似模型的结果要优于目前比较普遍的中子瞬跳近似模型的结果.（3）无论初始功率与引入负阶跃反应性的大小,温度瞬跳近似模型的结果总是优于先驱核瞬跳近似与中子瞬跳近似模型的结果.故而温度瞬跳近似模型是目前最为准确的解析模型. 关键词： 中子动力学 温度反馈 反应性 点堆     

小阶跃反应性输入时点堆中子动力学方程的解析解

对小阶跃反应性输入（0<ρ,０<β）且有温度反馈时点堆中子动力学方程进行了研究. 导出任意初始功率条件下核反应堆功率、反应性与时间的解析表达式. 分析和讨论了初始功率与输入小阶跃反应性的大小对功率、反应性变化规律的影响，得到了一些新的结果. 关键词： 中子动力学 反应性 点堆 温度反馈     

瞬发中子衰减常数的脉冲中子源法测量系统建立

在向没有任何缓发中子先驱核存在的次临界系统中注入一束脉冲中子后，系统中的瞬发中子强度随空间和能量分布的形状在经过很短一段时间的调整后，将A=Aoexp(λ，t）衰减，A为瞬发中子强度，s^-1；A0为初始瞬发中子强度，s^-1；t为瞬发中子衰减时间，s；λ为瞬发中子衰减常数，s^-1。     

求解中子动力学方程的加权蒙特卡罗方法

为了实现基于蒙特卡罗方法的中子动力学计算,在传统的直接蒙特卡罗动力学方法的基础上,提出了一种加权蒙特卡罗动力学方法。该方法通过引入粒子权重的概念,隐式考虑中子俘获反应和裂变反应过程中中子数目的变化,避免了模拟粒子的数目随时间的变化,降低了统计偏差,消除了程序计算过程中粒子的存库操作,提高了计算精度。基于单能点堆模型,开发了中子动力学计算程序NECP-Dandi,进行了大量数值验证与分析,包括无缓发中子、单组缓发中子、六组缓发中子、正阶跃反应性引入、负阶跃反应性引入、正脉冲反应性、负脉冲反应性和正线性反应性引入等情况。数值结果表明,相比于直接蒙特卡罗动力学方法,加权蒙特卡罗动力学方法在计算结果的精度和计算效率上有较为明显的改进,程序结构更为简洁。     

重核裂变瞬发中子能谱的蒸发模型理论

本文用蒸发模型计算了重核裂变碎片的瞬发中子能谱,发现在约化后基本上是普适谱.用算得的碎片蒸发中子谱计算了^235,238U、^239,240Pu 的裂变瞬发中子谱,平均中子数及中子平均能量,得出了计算平均中子数及中子平均能量的普遍近似公式。入射中子能量为0—18 MeV,计算结果一般在5％以内与实验符合.在较严格的蒸发模型计算的基础上重新推出了 Terrell 公式.本工作表明蒸发模型的概念运用于裂变瞬发中子的情形基本上是成功的,但需要引入约10％的断裂前中子。     

基于FLUENT的核热耦合程序反应性反馈参数敏感性

将计算流体力学模型与中子动力学模型耦合来进行反应堆瞬态安全分析的方法,由于可以开展复杂几何结构的三维流动传热分析,因此受到很大的关注。基于FLUENT用户自定义功能（UDF）开发了一套可用于池式铅堆瞬态安全分析的核热耦合程序,程序耦合了临界/次临界点堆中子动力学模型和燃料棒模型。由于反应堆处于不同寿期时,随着燃料燃耗、可燃毒物积累等因素导致反应性反馈系数有较大变化,因此使用开发的核热耦合程序对中国科学技术大学提出的小型自然循环铅冷快堆进行不同关键反馈系数下无保护的瞬态超功率事故安全分析。调整点堆模块考虑到的四个反应性反馈系数,可以发现燃料多普勒系数对堆安全的影响最大,同时定量的分析结果表明超功率事故引入时间长短对事故演化有重要影响。     

重核区一个可能的β延发中子先驱核素岛

按照β延迟发射中子先驱核的系统学研究结果,预言出在Tl、Hg、Au三种元素中可能的β延迟发射中子先驱核素.计算了其中的未知核质量和中子发射几率.     

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.     

考虑热传递时有温度反馈的缓发超临界过程分析

对输入小阶跃反应性（ρ0〈β）、有热传递和温度反馈时反应堆缓发超临界过程进行了研究。提出了一个新的物理模型,由数值计算求出任意初始功率条件下反应堆反应性、功率随时间的变化规律,并进行分析讨论,给出了一些有益的新结果。The delayed supercritical process of nuclear reactor with temperature feedback and heat transfer while inserting small step reactivity（ρ0〈β）is analyzed. A new model is proposed. For an initial power, the variations of output power and reactivity with time are obtained by numerical method. The results are analyzed and discussed. Some useful new conclusions are drawn.     

高温气冷堆堆芯中子时空动力学模拟计算

研究开发三维圆柱几何堆芯多群中子时空动力学改进准静态方法模拟计算程序.对给定的模块式高温气冷堆模型进行模拟计算.初始状态下,计算结果与中子扩散程序CITATION吻合很好.动态情况下,模拟堆芯反应性、堆内各能群中子平均注量率和堆芯相对功率等物理量随时间变化,计算结果与理论分析一致.     

点堆中子动力学方程组曲率权重法的解

针对核反应堆安全工程对某些数值计算结果要求较高的精度和正的误差, 以及舰船核反应堆机动性对计算速度的要求, 需要从数学上寻找一种新的数值计算方法, 以满足实际曲线向上凸或向下凹时计算值总是略高于真实值, 且误差不大于欧拉法和改进的欧拉法所得值. 本文研究曲率权重法求解点堆中子动力学方程组, 该方法是在曲率圆法的基础上引入权重的思想来衡量间隔步长上两个曲率对该步长曲率平均值的贡献. 与欧拉法和改进的欧拉法比较, 曲率权重法的计算结果总是能够高于真实值或有正的误差, 且精度和计算速度得到明显提升. 将该方法用于次临界堆阶跃和线性引入反应性时中子密度的求解, 能够快速得到满足计算要求和高精度的数值结果.     

一个新的求解点堆中子动力学方程组的数值方法

使用中子密度一阶泰劳多项式分段近似技术,给出一个新的求解点堆中子动力学方程组的数值方法并采用全隐格式以克服方程组的刚性,同时确保解的必要精度。数值结果表明:在隐式一阶多项式近似下,对合适的反应性输入能够取得足够精确的结果。当反应性给定时,对于求解反应堆动力学问题,能给出一个简法的计算过程。     

The optimization of accuracy ratio of the two-group diffusion constants in simulation model of RBMK-1000 core

The relative ratio of individual accuracies of the two-group diffusion constants in a dynamic simulation model of a reactor core is optimized. This is done to minimize calculation errors of neutron flux, power, or reactivity distributions in the model. The problem is solved under the assumption that the overall accuracy of the representation of constants is limited by the resources allocated for the approximation of the constants.     

源强对Rossi-α噪声分析的影响

通过数值模拟手段研究了源强对Rossi-测量的影响。为了定量研究中子源强对Rossi-测量的影响,基于MCNP软件;开发了用于计算Rossi-分布的数值模拟工具。反应堆模型和加速器驱动次临界系统的示意模型的数值模拟结果被用于展示瞬发中子衰减常数与源强之间的关联。数值模拟结果表明,入射源强源中子强度对Rossi-测量结果有显著影响。对于处于次临界状态的反应堆和加速器驱动次临界系统模型,在入射源强较小时,Rossi-方法可以正确给出反应堆中子衰减常数,但当入射源强较大时,测量不能给出正确的中子衰减常数。通过研究源强和测量结果的关系,可以找到能够给出正确测量结果的最大可用源强。通过选择一个可用源强范围内的较强中子源,可以减少测量所需时间。     

脉冲堆有限裂变链长的数学期望值分析(英文)

讨论了在一个增殖系统引发一个持续裂变链所需要的平均中子数。在点堆模型基础上, 考虑了在 t0 时刻系统引入一个源中子, 在 t 时刻产生 n 个中子的概率(n, t0, t), 推导了概率生成函数 G(z; t0, t)所满足的偏微分方程, 并得到了近似解。用近似解计算了Godiva II脉冲堆的有限裂变链长数学期望值, 有限裂变链期望值反比于脉冲堆的反应性。     

金属型脉冲堆惯性效应计算

金属型脉冲堆的反应性负反馈主要来自燃料的热膨胀。当脉冲堆爆发短周期脉冲时,由于燃料的热膨胀不能及时响应温度的变化,致使负反馈滞后,产生惯性效应。采用ANSYS程序计算了在突然热加载条件下的振荡特性,同时采用随机中子输运程序计算了平均关闭系数,然后把带有振荡特性的热反馈带入点堆动力学方程,采用数值方法求解得到了考虑惯性效应的裂变脉冲波形。计算结果与Godiva实验测量结果一致。采用的数值方法中,脉冲周期与振荡效应存在定量关系。由计算结果可知,脉冲周期短,惯性效应明显;脉冲周期越长,惯性效应的影响越小,金属型脉冲堆爆发脉冲时应尽量避免短周期脉冲。     

Measurement of 248Cm/252Cf Cf Spontaneous Prompt Fission Neutron Spectrum

In order to treat the waste material of nuclear power and develop new type of clean nuclear power,it is necessary to measure the neutron adta of long half life nuclei existed in the waste material.The prompt spontaneous neutron spectrum is one of the most important unclear data for new type nuclear power facilities as well as for understanding the mechanism of fission neutron emission.The measurements of ²⁴⁸Cm/²⁵²Cf spontaneous prompt fission neutron spectrum in the neutron energy range form 200keV to 12MeV wer performed by using TOF method.A micro-ionization chamber aws used as fission fragment detector and stibene crystal as neutron detector.The flying paths of neutrons for the measurements were 30cm,50cm and 100cm respectively.The spontaneous prompt fission neutron spectrum of ²⁴⁸Cm was fitted by the Maxwellian distribution and the temperature was determined as (1.401±0.006)MeV in the corresponding neutron energy range.     

强中子本底辐射屏蔽体优化设计技术研究

在国内首次采用高强度窄脉冲DPF中子源,采用直照法测量零功率堆瞬发中子时间常数α。由于外中子源本底太强,导致直照中子和散射中子产生的干扰信号比测量信号高三个量级。为有效地抑制外本底,针对不同能量的干扰中子,采用不同材料进行屏蔽。通过数值模拟的方法优化辐射屏蔽体设计,在屏蔽中子的同时也对散射γ 进行了有效屏蔽,使测量信噪比达到了7.5:1,并与实验结果相符合,实验中所采用的新型无机晶体也有效抑制了中子本底。The value of prompt neutron multiplication, α, is measured under the condition of using a denser plasma focus(DPF) neutron-source irradiating zero power assembly for the first time in China. The acquired signal is lower three orders of magnitudes than that of the noise caused by direct and scattered neutrons from the extra-high-intensity neutron-source. Using different kinds of material to decrease the noise caused by neutron with different kinds of energies, an optimized design for radiation shielding is developed by the method of numerical simulation to suppress noise signal. Both neutron and γ-ray are shielded simultaneously. The Signal/Noise Ratio (SNR) with the optimal design was up to 7.5:1 and was consistent with the experimental results. The noise of neutron is decreased effectively by the new kind of unorganic crystals used.