233U和武器级钚的爆炸产物放射性衰变过程的比较

对233U模型和武器级钚模型核爆炸后爆炸产物的放射性活度、生物潜在危害因子和能量沉积等量进行了比较 ,分析了武器级钚模型中上述各量的演化情况. Comparison on the nuclear explosive products ’ radioactivity, biological hazard potential, energy deposition after nuclear explosion between the model of 233 U and the model of weapon grade plutonium was made. The detail analysis of the process of above physics quantities in the model of weapon grade Plutonium was also given.     

压水堆不同燃耗完整和破损棒燃料芯块氧化特征拉曼光谱研究

为研究压水堆不同燃耗完整和破损燃料棒燃料芯块氧化过程和物相变化,采用拉曼光谱分析技术对燃耗为14 GW·d·t^-1和45 GW·d·t^-1的完整燃料棒及燃耗为14 GW·d·t^-1和41 GW·d·t^-1的破损燃料棒燃料芯块的氧化特征进行了分析。结果表明：14 GW·d·t^-1和45 GW·d·t^-1的完整燃料棒燃料芯块由UO₂、U₄O₉和U₃O₈组成,相比于燃料芯块的内部区域,芯块边缘显示出更强的氧化性;14 GW·d·t^-1和41 GW·d·t^-1破损燃料棒燃料芯块发生了重结构,形成柱状晶粒,主要物相为UO₂和U₃O₈。燃耗的加深和燃料棒的破损均促进了燃料芯块的氧化过程,但并不会改变燃料芯块的主要相结构。     

钚材料的老化

钚材料具有极其复杂的物理化学特性,关于钚材料从微观到宏观等各个角度的科学研究都是对当前科学和技术的挑战。关注钚材料的老化研究,综合分析了引起钚材料老化的3种机制,以及研究采用的方法、手段和取得的成果,为相关研究提供参考。 Plutonium is the most important material for the nuclear weapon and nuclear reactor, but the metal is very complex in its physical behaves and chemical properties. The microscopic and macroscopic research of this metal is a challenge to the modern science and technology. In this paper, we focus on the research of plutonium aging mechanism, and the three mechanisms induced the aging of plutonium were presented. Methods and means, especially the results for the research are also presented to give some references to the related study.     

基于改进的共沉淀法处理含钚废水的实验研究

采用共沉淀的方法，通过改变原始的工艺条件，对含钚废水进行了大量的序批式实验。实验数据表明，KMnO₄、含铁试剂以及NaOH 加入的顺序对钚的吸附影响颇为显著，以先加KMnO₄、调节酸碱值(pH)和加入吸附剂的顺序进行实验时对钚的吸附效果最佳。在pH≈10 时，FeCl₃ 和FeCl₂ 的混合试剂比FeSO₄ 和Fe₂(SO₄)₃ 的混合试剂以及FeSO₄ 试剂吸附沉降钚的能力强、速率快，且FeCl₃ 和FeCl₂ 的比例不同，对钚的沉降效果也有影响。经测定，改进后的工艺对带放射性的废水中钚的沉降能力可以提升20%，而沉降所需时间缩短至原来的1/5。     

钚氧化物中氢行为的第一性原理研究

通过第一性原理计算和原子级热力学方法,系统研究H、H₂在PuO₂和α-Pu₂O₃中的吸附、扩散和溶解行为.研究发现：氢的上述行为均是吸热过程,但在α-Pu₂O₃与PuO₂中有显著不同：在α-Pu₂O₃中H可自发聚合成H₂,但在PuO₂中H难再聚合;在α-Pu₂O₃中H、H₂均能扩散,通常H会聚合成H₂再扩散,在PuO₂中H₂解离后才能扩散,且PuO₂中H沿高势能面的扩散比α-Pu₂O₃中H₂扩散更容易;在氢压、温度驱动下,氢在α-Pu₂O₃中存在H₂溶解到H+H₂混合溶解机制的转变,平衡气压P_H2远小于H在PuO₂中溶解的情况.基于此,给出PuO₂和α-Pu₂O₃中氢行为的微观图像和PuO₂的阻氢微观机制：PuO₂表面限制H₂解离、渗透,PuO₂块体限制H的溶解,但不阻止H扩散.结合钚氧化层表面氢行为研究获得了钚氢化孕育期的微观机制,为孕育期全过程理论建模提供依据.     

压水堆冷凝回流特性的研究

利用高压汽水两相流试验系统模拟压水堆小破口失水事故中冷凝回流传热模式,进行了传热、流动及不凝结气影响的试验。实验表明：冷凝回流传热是一种十分有效的传热模式,它在很小的一、二次侧温差时就能排放大量堆芯余热。冷凝回流系统在正常情况下流动阻力很小且稳定,但在达到回流流动极限后出现不稳定。不凝结气的存在将大大降低蒸汽发生器的传热能力,但一般情况下,系统能自动增加一次侧压力而达到排除余热的目的。     

量子分子动力学模拟液体钚的输运性质

采用第一原理分子动力学（QMD）方法模拟液体钚的输运性质.计算的粘性和扩散系数在较低温度时与文献有明显差异,在实验测量范围内,模拟结果与实验一致,温度升高时数值模拟结果趋于一致.利用QMD的模拟结果计算了应力自相关函数和速度自相关函数,结果表明：在温度较低时,液体钚呈现明显的强关联特性.对于具有强关联特性的液体,利用较短时间的QMD模拟结果,通过简单e指数拟合外推到t→∞得到的扩散系数和粘性具有较大偏差,这是造成本文模拟结果与文献结果出现差异的主要原因.通过增加QMD模拟时间步数,获得了更为准确的输运性质.     

钚同位素成分及总质量测量的可行性探讨

利用MCNP4B程序,通过一个实例探讨了钚的同位素成分及总质量测量的理论可行性.首先利用假想的γ射线源确定出不同能量γ射线穿透容器的相对效率曲线;然后将实际的钚样品放入容器,通过容器外各种特征γ射线强度的测量可以推算出钚的同位素成分;最后测量出系统总中子泄漏数,便可求得钚的总质量. One possible method of measurement of isotopic composition and mass for plutonium is discussed and its feasibility in theory is demonstrated by the MCNP4B package in this paper. The relative efficiency ratio curve for the container where the plutonium sample is put in can be computed by assigning an arbitrary γ ray source in the sample . Once the relative efficiency ratio for the container is known, the isotopic components for plutonium can be induced by assigning the real γ ray source in the sample and...     

氢化钚与CO反应体系的耦合效应

氢化钚与CO反应体系有七个独立组分、四种元素和三个独立反应方程式,分别计算了CO(g)、CO2(g)和H2(g)在同时反应和单独反应中的平衡组成。计算表明：同时反应有耦合作用,低温有利于CO(g)的转化和Pu2O3(s)的生成。与单独反应相比,体系中有较多的Pu2O3(s)生成,其平衡组成也有较大差异。计算结果对钚的表面防腐有一定的参考价值。     

水在二氧化钚表面吸附行为的模拟

采用Kinetic Monte Carlo方法对水在PuO₂表面的吸附行为进行数值模拟研究,通过对Statebake,Haschke等的实验数据进行数值拟合得到水的脱附活化能:0~0.5层为200 kJ·mol^-1,0.5~1层为135 kJ·mol^-1,1~2层为47·6 kJ.mol^-1,2~3层为43.8 kJ·mol^-1,3层以后为41.1 kJ·mol^-1;采用这些参数对不同升温速率下的热脱附谱以及不同温度、水分压下的吸附等温线和等压线进行预测.     

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。     

基于运行反馈的压水堆氚排放量研究北大核心CSCD

以压水堆核电厂中氚的产生机理和氚源项计算模型为基础,结合对国内外大量压水堆核电厂的氚排放运行数据的系统性分析,识别出冷却剂硼酸活化和次级中子源活化是压水堆氚排放量的主要来源,其中对中国广核集团运行机组,锑铍中子活化后的产氚量对氚年排放量的贡献可达到40%,而氚从完整的锆合金包壳的燃料棒中的释放是可以忽略不计的。由于优化次级中子源是降低压水堆氚排放量的唯一有效措施,通过分析建议压水堆核电厂采用双层不锈钢包壳的次级中子源或者取消次级中子源以降低压水堆氚排放。     

分子动力学模拟压水反应堆中联氨对水的影响

本文采用分子动力学方法模拟在常温常压下(1 atm,298 K)和在压水堆环境下(155 atm,626 K),水分子数为256,联氨(N₂H₄)分子数为0,25,50,75等不同数目时,水和联氨粒子系统的动力性质和微观结构.同时探讨了联氨分子的引入对水中溶解氧的影响.从模拟结果可知,在常温常压下,当联氨的分子数为0,25,50,75时,粒子系统的均方位移会随联氨分子数的增加而增加;联氨分子数为0与为25,50,75比较时会少一个数量级;压水堆环境下,联氨分子数 关键词： 分子动力学 压水堆 联氨     

大型先进压水堆中次锕系核素嬗变特性

随着核电事业的快速发展,核电厂卸载的乏燃料越来越多。如何处置核电站乏燃料中的次锕系核素（MA）既是核燃料再利用的重要过程,又是闭式循环中的关键步骤。如果处置得当,不仅可以提高燃料的利用率,而且可以将MA变成同位素燃料电池、中子源等有用的核素。国际上认可的处置方法是分离-嬗变,但是嬗变MA的难点是嬗变堆型的选取和如何提高嬗变率。压水堆(PWR)是国内外最成熟的堆型和商业运行的主要堆型,也是现阶段最具有可能进行MA嬗变的堆型。于是,本文利用MCNP程序研究了压水堆嬗变MA的特性,通过研究MA嬗变棒的设计、添加位置和添加量等对压水堆堆芯有效增殖因子的影响,初步探索出最佳的压水堆嬗变MA的设计方案,为我国现阶段进行压水堆嬗变MA奠定了理论基础。     

行波堆深燃耗的计算特点

行波堆属于新概念堆型,卸料燃耗深度可达400 GWd/tHM,是现有快堆的3~4倍、压水堆的6~8倍,较高的卸料燃耗深度对堆芯物理分析工具计算正确性提出挑战。基于此,以KYLIN-1程序为基础,从能谱、裂变产物核素重要性、燃耗计算误差累积等方面探究行波堆深燃耗计算特点。对典型行波堆六角形组件分析结果表明：低富集度铀组件寿期初、末能谱差别较大,采用单一权重谱制备的多群截面库用于其燃耗计算时,无限增殖系数偏差较大;为保证行波堆深燃耗计算的正确性,燃耗链应包含重要的70种裂变产物核素;行波堆深燃耗计算时,由于燃耗步增多累积的误差较小,无限增殖系数偏差每燃耗步约为0.001%。     

分子动力学模拟压水反应堆中氢气对水的影响

通过分子动力学方法模拟了在常温常压下(1 atm, 298 K)和在压水堆环境下(155 atm, 626 K), 水分子数为256, 氢分子数为0, 25, 50, 75和100等不同数目时, 粒子系统的动力学性质和微观结构, 分析了不同氢气对水中溶解氧的影响. 从模拟结果可知, 在常温常压和压水堆环境下, 当氢粒子数分别为0, 25, 50, 75和100时, 粒子系统的均方位移会随氢分子数增加而增加, 并且常温常压下的增长幅度远小于压水堆环境下的增长幅度, 如压水堆环境下氢分子数为75时系统的均方位移约是常温常压下氢分子数为75时系统的均方位移的6.02倍, 比压水堆环境下氢分子数0时系统的均方位移增加了131.88%. 此外, 粒子系统的微观结构, 从径向分布函数看, 在常温常压下随着氢分子数目的增加而小幅度增加, 这与常温常压下因氢气溶解在水中增大了氧离子周围的粒子密度相符合. 而在压水堆环境下, 氢分子数为75, 50, 25与为0时的水比较, 其径向分布均不会有太大的变化, 而分子数为100时会出现明显增加, 与为0时的水比较其径向分布增加了22.00%. 模拟结果表明, 往压水堆中的水加入氢气能明显地抑制水中的溶解氧.     

蒙特卡罗与离散纵标耦合方法在压水堆堆腔漏束计算中的应用

为克服蒙特卡罗(MC)方法计算时间长和离散纵标(SN)方法复杂几何描述不精确的困难,采用SN-MC耦合计算流程,研究了基于蒙特卡罗方法和离散纵标方法的耦合方法。耦合方法的主要思想是根据离散纵标程序提供的中子角通量,利用接口程序计算出面源的分布概率,然后由修改后的源抽样子程序生成包括上下圆面源和圆柱面源的组合源,提供给蒙特卡罗程序进行计算分析。初步计算结果表明,该耦合方法是正确的,可用于压水堆堆腔漏束的计算分析。     

大型先进压水堆堆芯机械补偿控制模式

研究了AP1000堆芯物理计算程序的计算方法,分析了该程序尤其是机械补偿（MSHIM）控制模式计算功能的理论模型、计算方法及应用范围,对比了大型先进压水堆堆芯设计与AP1000的差异,评估了AP1000反应堆MSHIM计算功能在大型先进压水反应堆堆芯MSHIM计算功能的适用性。基于大型先进压水堆堆芯物理建模,针对大型先进压水反应堆首循环及平衡循环的典型燃耗点进行典型的100%-70%-100%和100%-50%-100%负荷跟踪运行模式计算分析,并依据计算结果对大型先进压水堆的MSHIM运行模式进行了分析。针对大型先进压水反应堆首循环及平衡循环,开展机械补偿控制初始启动运行、再启动运行计算分析,研究机械补偿控制模式的堆芯初始启动和再启动运行能力。计算结果表明：采用MSHIM运行模式的大型先进压水堆,不调节硼浓度的情况下,在首循环、平衡循环典型燃耗下具有一定的负荷跟踪能力;启动、再启动运行模式则需要配合调节硼浓度才能完成。     

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。     

嵌入原子法计算金属钚中点缺陷的能量

钚因放射性衰变而出现老化效应.钚中点缺陷的性质和行为是理解钚老化效应的一个基础和前提.运用分子动力学模拟技术,计算了金属钚中点缺陷和点缺陷团簇的形成能和结合能.其中钚-钚、钚-氦和氦-氦相互作用势分别采用嵌入原子多体势、Morse对势和Lennard-Jones对势.计算结果表明,单个自间隙原子易以〈100〉哑铃状形态存在;间隙氦原子在理想晶格的八面体间隙位置相对较为稳定;氦原子与空位的结合能较大,在钚的自辐照过程中两者易于结合并形成氦-空位团簇;氦-空位团簇的形成能随氦原子数的增加而增大,当氦与空位的数