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用三维蒙特卡罗中子-光子输运程序MCNP和放射性计算程序FDKR,对中国ITER氦冷固态试验包层模块(CH HCSB TBM)进行了初步的三维活化分析。计算结果表明：TBM设计中活化产物的放射性、余热和潜在生物危害因子(BHP)主要来自结构材料;在500MW聚变功率下辐照0.53年,停堆时CH HCSB TBM的总放射性、余热和BHP分别为1.182×1017Bq、2.463×10-2MW和5.651×103km3.kW-1。在计算时,通过自动接口程序,实现了MCNP与FDKR之间的自动连接及数据处理。     

ITER 试验包层模块活化计算与环境安全分析

运用聚变堆放射性计算程序FDKR 和衰变链数据库AFDC-DLIB, 计算了ITER 中国氦冷固态增殖试验包层模块设计中活化产物的放射性、衰变余热和潜在生物危害因子BHP 值。计算结果表明: 对于试验包层模块来说, 在500MW 聚变功率下运行一年, 停堆时的总放射性、余热和BHP 值分别为2. 10× 10¹⁶B_q 、5. 06 × 10^{- 3}MW 和 68. 6km³•( kW) ^{- 1}。结果表明: 中国氦冷实验包层模块不存在突出的安全问题。     

CFETR 堆体活化计算与分析

运用FLUKA计算程序对中国聚变工程实验堆(CFETR)进行了一维模拟活化运算,得出了产氚包层、屏蔽层、真空室结构材料、环向场线圈等模块的中子活化特性。计算结果表明,在聚变堆以200MW聚变功率持续稳态运行一年后,刚停堆时堆体的总活度为1.05×10 ¹⁹ Bq,停堆十年后堆体总活度为1.03×10 ¹⁷ Bq,此时堆体的主要残留放射性核素为⁵⁵ Fe。研究结果表明,目前CFETR的设计不存在突出的放射性环境安全问题。     

中国氦冷固态增殖剂试验包层模块系统活化计算分析

基于中国氦冷固态增殖剂试验包层模块(CN HCCB TBM)的最新设计方案和ITER提供的中子学基准模型C-lite,采用国际通用的Monte Carlo粒子输运程序MCNP和欧洲活化程序FISPACT-2007对HCCB TBM及其辅助系统(统称为HCCB TBS)进行了详细的活化计算分析,得到并讨论了各结构部件的放射性、余热和接触剂量率结果。结果表明,停堆时HCCB TBM模块的总放射性和总余热分别为2.348×10¹⁶ Bq和5.826 kW。活化计算结果可以为TBS的安全分析、维护和放射性废物处置等提供数据基础和分析依据。     

CFETR磁体系统的中子学计算及活化分析

用蒙特卡洛中子输运程序(MCNPX)对中国聚变工程实验CFETR超导磁体进行中子学输运计算,利用欧洲活化计算程序FISPACT对其进行活化计算分析,针对计算结果重点分析了磁体系统的中子学剂量分布以及活化情况。计算结果表明,中子能量通量最大处出现在聚变堆内侧线圈处,为3.97×10¹⁴ MeV•m^–2,在该条件下超导线圈可以满足设计要求。停机后磁体组件的活度为3.33×10¹⁰Bq•kg^–1,停机10年后下降2个数量级达到6.14×10⁸Bq•kg^–1。研究结果验证了所使用的CFETR 3维模型满足初步设计条件。     

CFETR氚增殖包层活化计算分析

运用蒙特卡洛程序MCNPX以及欧洲活化计算程序FISPACT-2007,分析了中国聚变工程实验堆(CFETR)满功率运行时产氚包层各分区的核热功率,计算了满功率运行时产氚包层在高能中子的照射下活化产物的放射性活度、典型栅元的停堆剂量率。计算结果表明,当CFETR在满功率运行一年后停堆,停堆时的包层总活度为6.61-10¹⁹Bq,停堆十年后总活度降为7.98-10¹⁸Bq,为刚停堆时总活度的12.1%。结果显示,CFETR包层设计不存在突出的安全问题。     

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基于中国氦冷固态实验包层模块(CH-HCSB-TBM)的新设计方案,采用蒙特卡罗粒子输运程序MCNP和欧洲活化计算程序FISPACT,对CH-HCSB-TBM进行了三维活化计算分析.计算结果表明,停堆初期TBM总的放射性活度、衰变余热分别为1.78× 1016Bq和3.01kW,主要受结构材料CLF-1影响.同时给出了影响TBM材料活化特性的主要核素及其生成途径,为TBM设计的材料选取和优化提供依据.根据计算的停堆剂量率可知,TBM中的活化材料都能采取远程操作实现再循环利用,可有效防止放射性环境危害问题.     

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基于中国氦冷固态增殖剂试验包层模块(CN HCCB TBM)的最新设计方案和ITER提供的中子学基准模型C-lite,采用国际通用的Monte Carlo粒子输运程序MCNP和欧洲活化程序FISPACT-2007对HCCB TBM及其辅助系统(统称为HCCB TBS)进行了详细的活化计算分析,得到并讨论了各结构部件的放射性、余热和接触剂量率结果.结果表明,停堆时HCCB TBM模块的总放射性和总余热分别为2.348×1016 Bq和5.826 kW.活化计算结果可以为TBS的安全分析、维护和放射性废物处置等提供数据基础和分析依据.     

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基于中国ITER氦冷固态增殖剂实验包层(CH HCSB TBM)最新2×6模块化结构设计,用三维中子输运计算程序MCNP/4C和相应数据库,对ITER实验包层模块设计的中子学问题进行计算分析,计算出在实际运行工况下,氚增殖率为0.0123g.d-1,整个TBM内的核热沉积为0.587MW。在各材料区内,最高功率密度为6.26MW.m-3,同时给出了不同材料区的功率密度。     

激光辐照固体靶产生等离子体反冲研究

提出一种通过诊断等离子体反冲动量来计算激光加载产生冲击压强的方法. 当强激光辐照固体靶表面时, 所产生的高速喷射的等离子体对靶具有反冲作用, 通过诊断等离子体反冲动量的变化可以计算激光辐照固体靶产生的冲击压强变化. 本文利用辐射流体力学软件研究了这种诊断方法, 模拟采用的激光功率密度为5×10¹²-5×10¹³ W/cm², 激光脉宽选取纳秒量级. 模拟结果表明该方法是有效且可行的.     

Activation and afterheat analysis for CH HCSB TBM

1 Introduction ITER will play a very important role in first integrated blanket testing in fusion environment. Some DEMO blanket relevant technology issues, especially safety requirements and environment impacts will be demonstrated during the ITER Test B…     

Calculations of the 3-D neutronics for CH HCSB TBM with 3×3 sub-modules

Using three dimension MCNP code and FENDL2.0 data library, neutronics calculation for a HCSB (helium cooling solid breeder ) TBM ( test blanket module ) with 3×3 sub-modules has been performed. Local tritium breeding ratio (TBR) of 0.907, total tritium generation rate of 0.0175 g•d^-1, peak power density of 9.27MW•m^-3  and total power deposit of 0.422MW•m^-3 are obtained under neutron wall loading of 0.78MW•m^-2 and duty factor of 22%.     

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基于中国ITER氦冷固态增殖剂试验包层(CHHCSBTBM)3×3模块化结构设计,借助一维中子输运计算程序ONEDANT和二维中子输运计算程序TWODANT,对ITER实验包层模块(TBM)设计的中子学问题进行计算。计算出产氚增殖比以及不同材料区的功率密度、中子通量分布和产氚增殖率,并对计算结果进行分析比较。     

The Two-Nucleon Mechanism for the Neutrinoless Double Beta Decay and the BCS Nuclear Wave Function

A method of using the Bardeen-Cooper-Schrieffer (BCS) nuclear wave function to treat the two-nucleon mechanism for neutiinoless double beta decay process 0⁺ → 0⁺ is proposed.The neutrinoless decay mode and the neutrinoless decay accompanied by a Majoron emission mode of ⁸²Se are studikd. Our cdculated results show that to reproduce the experimental value of γ^(ov) > 1.8 × 10²² yr for neutrinoless double beta decai of ⁸²Se the Majorana neutrino mass m_v < 6.2 eV and the mixing parameter of right-handed current η < 7.0 × 10^-6 In the emission with a Majoron mode the effective Majoron coupling to neutrino is deduced from the experimental value of γ^(ov,H) > 4.4 × 10²⁰ yr for ⁸²Se with the result H0> < 6.2 × 10^-4.     

Quasi Three-Body Decay of D Meson

The aim of this work is to provide a phenomenological analysis of the contribution of D~0 meson to K*(892)~0π~+π~-(K*(892)~0-→π~+K~-), K~-π~+ω(ω-→π~+π~-π~0) and K~-π~+?(?(1020)-→ K~+K~-) quasi-three-body decays. The analysis of mentioned multi-body decays is such as to factorize into the three-body decay and several channels observed. Hadronic three-body decays receive both resonant and non-resonant contribution. Based on the factorization method, there are tree and emission annihilation diagrams for these decay modes. In the case of D~0 to vector pseudoscalar states appeared in factored terms, the matrix elements of the vector and axial vector currents between the D~0 and PV mesons can be computed by using D~(*+)pole. Considering the non-resonant and resonant amplitude in our computation,the theoretical values of the branching ratio are(9.78 ± 0.46) × 10~(-3),(2.74 ± 0.17) × 10~(-2), and(3.53 ± 0.23) × 10~(-5), while the experimental results of them are(9.9 ±2.3) × 10~(-3),(2.7 ± 0.5) × 10~(-2), and(4 ± 1.7) × 10~(-5) respectively. Comparing computational analysis values with experimental values show that our results are in approximately agreement with them.     

HIAF高能辐照终端感生放射性

本工作是基于蒙特卡罗模拟软件FLUKA对高能强流重离子加速器（HIAF）高能辐照终端感生放射性进行初步研究。该终端可运行质子最高能量为9.3 GeV,最大流强是1.45×1012 pps（particle per second）。研究内容包括:（1）预测高能辐照终端内活化物质的放射性活度特性;（2）预测不同冷却时间高能辐照终端内残余剂量率分布。研究结果表明,HIAF正常运行时高能辐照终端内的感生放射性主要受束流垃圾桶活化产生的放射性核素影响。当加速器连续运行100天冷却4小时,垃圾桶表面残余剂量率为2.375 mSv·h-1。终端内空气中13N和15O动态饱和比浓度大于其对应的导出空气浓度。冷却水中13N和15O的活度大于对应的ALI_min。该研究是HIAF辐射防护基础研究以及加速器环境影响评价的一项重要内容。The Monte Carlo code FLUKA was used to predict the induced radioactivity of high-energy irradiation terminal of HIAF. The maximum energy of proton is 9.3 GeV, and the maximum current is 1.45×1012 pps (particle per second). In this study we were to predict:(1) the activity properties of activated substances in the experimental terminal; (2) the residual dose rate distribution in the experimental terminal at different cooling time. The results indicate that the induced radioactivity in the high energy irradiation terminal of the HIAF is mainly affected by the radionuclide induced in the beam dump. The residual dose rate on the surface of the beam dump is 2.375 mSv·h-1, after 100 d irradiation and 4 h cooling. The dynamic saturation ratio of 13N and 15O induced in the air inside the terminal is higher than its corresponding derived air concentration. The activity of 13 N and15O induced in cooling water is higher than its ALI_min. This study is a part of radiation protection basic research and environmental impact assessment for HIAF.