球形环嬗变堆包层冷却管道热工设计与热结构力学分析

利用球形环托卡马克作为聚变中子源、处置裂变堆长寿命放射性核废料的嬗变堆作为聚变能早期应用的重要途径。因核废物的日益积累和已具备现实的技术基础而受到广泛的重视。也是目前国际聚变界研究的前沿课题。     

硼硅酸盐玻璃的电子辐照效应

在高放废物长期地质处置过程中,作为第一层工程屏障的固化体玻璃会受到持续的电子辐照,研究其电子辐照效应对高放废物的长期安全处置具有重要的意义。在透射电子显微镜(TEM)上对硼硅酸盐玻璃样品进行原位电子辐照实验。在电子束的作用下,两种硼硅酸盐玻璃均很快发生相分离现象,这主要是由于电离作用导致Na的迁移或逃逸引起网络体结构重组的结果。引入简单的结构模型解释了两种不同组分硼硅酸盐玻璃相分离的不同,结果表明,相分离的不同与玻璃组分中Na成分的多少密切相关。     

放射性废物

随着原子能和平利用的发展,所产生的放射性废物也日益增多,这些放射性废物如果不很好地加以处理,会严重地损害居民的健康。放射性废物到底从那里来的呢?各种反应堆在运转中都不可避免地产生一批复杂的副产物,其中以在裂变过程中生成的为最多。因为铀-235在中子轰击下分裂,产生质量数大概从70到160的共约三十种以上元素的同位素。这些裂变产物都以不同的量生成,大部分是固体,有些是气体,并且大部分在形成时是具     

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。     

核电站乏燃料对生物圈的影响及ADS 对策

介绍了核电发展状况和核电产生的乏燃料中的锕系及长寿命裂变产物核素, 在毒性方面评述了这些核素对生物圈的影响, 最后提出用加速器驱动的次临界系统嬗变核废物的对策, 以减轻或消除核废物对生物圈的影响。 The current status of nuclear power development and the actinides and some Long Lived Fission Products (LLFPs) in nuclear power spent fuel have been introduced. The radiation effect of spent fuel on biological circle in the viewpoint of Biological Hazard Potential (BHP) and Annual Limit of Intake were evaluated. The Accelerator Driven Sub critical System （ADS） as a strategy to transmute Minor Actinides (MAs) and LLFPs was recommended in order to reduce or eliminate the radiation effect of spent fuel on biological circle.     

球形托卡马克聚变嬗变堆中子学设计

基于对球形托卡马克ST聚变堆的研究,提出了ST聚变嬗变堆的设计概念。对堆芯参数作了初步选择,确定了一组适合于嬗变包层的堆芯参数供中子学计算和结构设计参考,给出了在以嬗变次锕系元素（MA）核废物为目标的一维中子学计算结果。     

康普顿γ光源SLEGS对长寿命裂变产物126Sn的嬗变潜力

结合激光康普顿散射模拟程序4D-MCLCSS和Geant4软件包, 模拟上海激光电子γ源(SLEGS)的γ光产生及其对长寿命裂变产物¹²⁶Sn的光核嬗变过程, 研究嬗变率与嬗变靶几何参数的依赖关系, 并初步诊断基于SLEGS的光核嬗变产物分布, 获得¹²⁶Sn嬗变靶的最佳靶厚和半径分别为16cm和0.4cm, 对应的嬗变率为1.89×10⁶/s。研究结果表明:基于SLEGS的光核嬗变率比强激光驱动的轫致辐射法要高2倍, 而且升级潜力巨大。     

高功率密度包层的热结构力学分析与优化

高功率密度包层BFEB是以混合堆FEB的堆芯参数和真空室尺寸为依据，设计用于嬗变核废物的。在工程设计阶段的构件结构力学分析时，首先进行了热结构力学的分析与优化。对包层模件，采用Pro/ENGINEER2000i2设计制图编码建立模型后，用Pro／MECHANICA2000i2功能编码进行热结构力学分析，即稳态热分析和稳态热应力分析。在机械构件材料和气氦冷却状态确定的情况下，通过优化分析，减小了作用于包层构件的表面热负载的分布起伏，即减小裂变功率密度沿包层各区的分布起伏。通过增大氦冷却管板屏的拱弧曲率与圆角以及对其与氦汇流腔的焊接采用优化的深度电子束焊接工艺等优化措施后，计算结果表明：采用HT9铁素体钢制作的包层构件的最高温度为350℃，最大剪应力≤80MPa。包层机械构件将具有良好的热结构力学安全裕度。     

聚变实验增殖堆FEB-E放射性废物处置指标的计算

应用中子输运程序ＢＩＳＯＮ３．０、增殖堆放射性计算程序ＦＤＫＲ、剂量率计算程序ＤＯＳＥ完成了聚变实验增殖堆ＦＥＢ－Ｅ的放射性、核废物特性及废物处置额定容量（ＷＤＲ）的计算。结果表明,在停堆以后几周内,ＦＥＢ－Ｅ设计的经一壁和包层结构材料满足１０ＣＦＲ６１Ｃ级核废物处置额定容量的要求。对包层中的重要锕系元素＾２３２Ｕ、＾２３７Ｎｐ的含量也作了计算分析。     

裂变室探测器组合研制

裂变室探测器己广泛应用于中子的辐射强度、中子产额以及剂量测量，是一种气体计数器，内有裂变材料，在热核聚变研究中，需研制两种裂变室探测器组合，即微裂变室探测器组合和通用型多裂变室探测器组合。微裂变室探测器是铅笔大小的气体计数器，它作为裂变堆的堆芯监察器而被研制。     

ITER氦冷固态增殖剂实验包层（TBM）环境安全分析

实验包层模块（TBM）的环境安全分析是ITER设计的重要组成部分，其目标是保证TBM不会对ITER及其周边环境产生不利的影响。因此，准确计算所有源项的放射性及其潜在的危害，对TBM环境安全分析、核废物的处置以及反应堆的运行都是十分重要的。     

试验包层模块（TBM）设计活化余热计算分析

TBM的安全设计是ITER设计的一部分，安全设计的目的是为了确保TBM对ITER的安全不会产生负面影响。因此，准确计算所有源项的放射性及其潜在的危害性，对装置的设计、包层和屏蔽材料的选择、环境安全分析、核废物的处置以及反应堆的运行都是十分重要的。     

加速器驱动的嬗变技术及应用──一个关于核能发展的热门话题

当前的核电技术存在着资源利用率低、排出高放射性长寿命废物以及运行的安全性等问题．利用加速器驱动次临界堆的嬗变技术,不仅可以产生“洁净”的核电,还可以对高放射性核废物进行嬗变处理,同时又能对核材料进行核燃料的增殖或生产,是新一代核能利用的发展方向．The existing nuclear power system has many problems, such as low utilization ratio of natural resources, output of long life radioactive nuclear wastes and safety of operation etc. The transmutation technology by using accelerator-driven sub-critical reactor can generate not only clean nuclear power, but also can transmutate nuclear wastes and proliferate and produce nuclear fuels. It will be a direction to develop new nuclear power.     

氟盐冷却球床高温堆次锕系核素的嬗变研究

针对氟盐冷却球床高温堆(FHR)深燃耗的特征,研究了FHR嬗变次锕系核素(MA)的可行性。研究结果表明:(1) 优化后燃料球的参数为U-235富集度19.75%,UO₂与MAO₂质量比为18:1;(2) 燃料球在堆芯内的流速为4.59 cm/d、最深燃耗150 GWd/tHM;(3) 次锕系核素的总嬗变率为26.16%。其中,Np-237、Am-241、Am-243通过中子的俘获吸收到重核素、$\beta $衰变到裂变核素两条途径可有效嬗变,Cm-243、Cm-244、Cm-245由于轻核素的俘获吸收以及$\beta $衰变的积累效应,不能有效嬗变。     

三分裂中的级联裂变模式

用统计模型分析级联裂变，假设复合核首先分裂为两裂变碎片，其质量分布与实验分布一致，跟踪所有质量上可能的裂变碎片和所有能量上可能的衰变过程，统计裂变碎片再次裂变的几率，证明级联裂变模式基本上与三分裂的实验相符，复合核系统的激发能越高，裂片的质量越大，再裂的几率也就越大．     

聚变裂变混合堆处理高放超铀废物的研究

提出一个燃烧高放超铀废物的思路,即在外部聚变中子源驱动下,把燃烧超铀锕系元素和钍铀燃料循环相结合.并且设计相应的一维模型,使用开发的燃耗计算程序ONESN_BURN和新制作的数据库对模型进行计算和分析.通过计算,得到锕系元素的放射性,生物潜在危害因子,高放超铀锕系废物的密度和非常深的燃耗深度等.比较聚变裂变混合堆与传统的热堆,发现中子能谱越硬,对燃烧超铀锕系元素越有效.     

符合计数在钚的属性测量中的应用研究

钚等易裂变材料每次裂变放出的中子数硼艮从高斯分布。裂变中，这v个中子基本上是同时放出的，因此每次裂变放出的中子会表现出时间相关性。普通的中子发射体发出的中子的时间分布是随机的。由于中子在裂变材料中的增殖，通过总中子计数无法确定裂变次数和推出未知样品中等效钚的质量。符合计数可以记录两个中子“同时”被探测的事件，它比总中子计数多了一个测量参数，因而可以较全面反应钚的裂变属性。     

过渡能区重离子裂变研究

单核能10-20MeV／A是低能到中能的过渡能区，重离子裂变开始出现与近心碰撞相联系的非完全熔台裂变，同时对不晶袈靶核也出现跟随裂变，它与周缘碰撞相关。利用线动量转移分布上的差异可以将两种裂变有效分离，从而分别给出两种裂变的截面、角分布、自旋值等。从裂片共面的偏离分布宽度，可估算裂变过程中的轻粒子发射量，并找出该宽度与单核子激发能的关系。     

临界装置绝对裂变率测量

临界装置是在低功率下运行的能够维持可控自持链式裂变反应的装置，一般运行的热功率在1kW以下，与动力堆相对应，一般称为零功率装置。在临界装置上进行的各项研究中，一个重要的参数就是裂变反应率(简称裂变率)，它是其它参数测量的基准，如在脉冲式的反应堆中，还是脉冲裂变总数的测量基准，是脉冲堆的一个主要指标。     

基于SQL Server2000的放射性废物信息管理系统

随着科研生产任务的加重，焚烧工号的投产，核设施退役工作的开展以及即将开始的放射性固体废物回取工作，废物库中废物的进出越来越频繁，手工笔录方式已不能满足科研生产对废物库废物信息数据科学管理的需要，因此用先进的计算机信息技术，研究开发放射性废物信息管理系统成为当务之急。通过分析废物库废物特点、进出流程和管理方式，确定了放射性废物信息管理系统的总体结构，如图1所示。