加速器驱动的反应堆系统固态钨靶的优化研究

文中就加速器驱动的反应堆系统靶的几何设计、泄漏中子产额、泄漏中子能谱及靶中能量沉积问题进行了研究.提出了钨饼与水层组成的组合靶概念,在中子产额影响较小的情况下,较好地解决了固态靶散热问题.     

考虑中子泄漏修正的快堆蒙特卡罗少群截面参数制作与验证方法

一种基于B1均匀化方程的泄漏修正模型在连续能量蒙特卡罗程序TRIPOLI4中得以实现并且用于制作少群截面参数。此蒙卡泄漏修正模型通过在连续能量的蒙卡模拟以及求解B1均匀化方程之间迭代,最终得到蒙卡模拟下的临界状态。通过此方法得到的少群截面参数较其他蒙卡以及确定论方法有两点显著优势:用于求解B1均匀化方程的少群常数是用通过临界状态的通量谱得到的;考虑了泄漏效应的蒙卡模拟可以更真实地反映组件计算时的能谱状态。为验证此泄漏修正模型,一个由连续能量的TRIPOLI4模拟而得到的数值临界实验被用于分析与比较。通过与其他蒙卡程序SERPENT以及确定论程序ECCO进行结果对比,可证明此B1泄漏修正方法能够给出更精确的用于堆芯计算的少群截面参数。     

基于二维广义横向积分综合一维半解析的三维中子扩散节块法

目前, 轻水堆堆芯计算广泛采用基于横向积分技术的中子扩散方程节块展开法, 该方法需要对横向泄漏进行多项式近似而不严格, 而且堆芯设计还需要额外的精细功率重构模块用于获得组件内各栅元的功率分布。本文提出两维广义横向积分方法, 直接采用源展开以及表面流耦合方法, 可以避免上述两个不足。由于反应堆堆芯不均匀性更多发生在径向, 因此采用径向基于广义横向积分方法结合轴向常规节块法的综合方法进行三维中子扩散计算。通过基准问题的数值计算, 验证了该方法对于堆芯扩散计算的正确性和可行性。     

迈克尔逊干涉仪气体泄漏监测装置的研制

分析用于气体泄漏监测的迈克尔逊干涉的工作原理,介绍装置的软件、硬件设计,并对设计进行仿真,做出实物并证明此装置能够实现气体泄漏实时监测报警功能。     

基于Geant4的反应堆临界及动态计算方法

Geant4是一款基于C++面向对象技术的蒙特卡罗开发程序包,可以模拟各种已知粒子与物质之间的相互作用。然而该程序包没有提供临界源功能,无法直接用于反应堆物理计算。因此,利用Geant4提供的基础物理模型和粒子跟踪控制等功能,用两种不同方法实现了临界源的设置,实现了基于Geant4的反应堆静态计算程序G4-RSM和反应堆动态计算程序G4-RDM。两个程序均可用于反应堆临界计算,与MCNP计算结果相对误差在5%以内。G4-RDM程序除可用于临界计算外,还可用于模拟堆内事故工况下的中子学瞬态变化。     

通过惰性气体氙判断核试验信息的方法

全面禁止核试验条约的达成是防止核武器扩散的重要手段. 如何判断一次核试验的发生是一个关键课题. 研究了基于测量惰性气体氙同位素^133mXe,¹³³Xe,¹³⁵Xe和^131mXe来鉴别核试验和民用反应堆泄漏的方法. 通过分析这些处于复杂衰变链上核素的数量随时间的变化,寻找核试验与反应堆泄露事件的区别. 对两次朝鲜可疑的事件进行了测量和分析. 为了验证理论计算结果,设计了一次热中子辐照钚的模拟实验. 关键词： 全面禁止核试验条约核查 气体裂变产物 核试验判据 惰性气体氙核素     

浮顶罐中央排水管泄漏油气扩散激光检测研究

浮顶罐中央排水管油气泄漏研究对及时制定合理的应急措施、预防重大事故发生有重要意义。介绍了一种判断中央排水管泄漏的方法。通过数值模拟分析了不同泄漏位置对中央排水管泄漏后报警时间的影响,模拟发现3个泄漏位置的报警时间最大相差1 308 s,说明泄漏位置对报警时间的影响较大。采用浓度为10%的甲烷代替油气进行了中央排水管油气泄漏激光检测可行性的实验验证。结果表明:TDLAS技术可用于中央排水管泄漏报警系统中油气浓度的检测, 对浮顶罐中央排水管泄漏报警系统的设计有一定的参考意义。     

并行代数多重网格算法可扩展性能分析

对当今求解大型稀疏线性代数方程组最有效的迭代方法之--代数多重网格(AMG)算法的并行计算进行可扩展性能分析.给出一套并行计算可扩展性能分析方法,用于分析和指导并行迭代算法及实现技术的设计与优化并应用于并行AMG算法.分析表明,网格算子的平均模式大小和迭代过程的算法效率分别制约了AMG算法启动阶段和迭代求解阶段并行性能的发挥,成为该类算法急需解决的两个关键问题.     

深度残差收缩网络的含噪微泄漏超声识别方法*

在利用声学信号进行泄漏检测时,复杂的背景噪声往往会淹没微弱的泄漏信号,导致误判率高。针对微小泄漏在含噪环境中识别困难的问题,提出了基于深度残差收缩网络（DRSN）的含噪微泄漏识别方法。在提出的方法中,添加不同强度高斯噪声,建立数据集,使用DRSN网络进行训练,验证DRSN对不同泄漏强度、不同噪声含量样本识别的有效性。实验结果表明：DRSN对于微弱泄漏可以达到较理想的识别率,即使在高度杂糅数据识别时仍能达到较理想的识别效果,而且噪声含量并不会对DRSN迭代次数产生明显的影响。将提出的方法与CNN识别方法对比,DRSN具有明显的优势。     

蒙特卡罗临界计算全局计数问题新策略研究

基于一个裂变源分布对应香农熵序列的在线收敛性诊断方法,为提高全局计数整体效率的均匀裂变点算法将在首次激活迭代步和首次判断收敛迭代步的最大值之后启动.之后,整体精度指标将每隔固定迭代步数计算一次,一旦达到事先设定的精度标准,整个临界迭代计算将提前终止.这一判断过程将一直持续到事先设定的最大迭代步数为止.通过一个反应堆基准问题C5G7模型的计算表明上述新策略在合适的参数下有助于提高蒙特卡罗临界计算全局计数问题的整体效率.     

球环型产氚聚变堆中子学分析

对球环型产氚聚变堆概念设计中的中子学设计进行了计算分析。此设计利用了球形环的先进等离子体物理性能和紧凑的结构特征,并尽量利用真空室内的空间安置氚生产包层以减少氚泄漏而提高氚增殖率,达到年产氚量1kg的目标。2D中子学计算得到的氚增殖率高于1．68的设计是其它类似设计没有达到的,进一步体现出球环型产氚聚变堆的先进性。     

球环型氚生产聚变堆概念设计

先进的球环型氚生产聚变堆是聚变能发展的中间应用产物。与传统托卡马克氚生产堆不同，在设计中利用了球形环的先进等离子体物理性能，并具有紧凑的结构特征，尽量利用真空室内的空间安置氚生产包层以减少氚泄露而增加氚增殖率，达到年生产富余氚lkg的目的，相应的堆利用因子为40％。在二维中子学计算的基础上，提出了ST-TPR的初步概念设计．为下一步更详细具体的概念设计提供了直接的依据和重要的参考价值。     

一种用于均匀照明的衍射光学元件设计的混合算法

介绍一种综合迭代法和优化算法两者优势的混合算法,并用于设计ICF靶场照明衍射光学元件,得出比先前方法更加理想的模拟结果.其衍射效率达到97.5%,均方误差为0.026,并且顶部极为平坦.     

氢在HR－1不锈钢中迁移特性的热动力方法研究

本文研究了氢在ＨＲ－１不锈钢中热动力驱动的宏观迁移特性。用不同的方法（电化学方法和１０５ｐａ氢压强下高温气相法）使试样充氢，然后研究加热升温放气规律，得到了在有意义的温度范围内出气峰的位置以及氢在ＨＲ－１材料中扩散、溶解、渗透系数与温度的关系，并与渗透法测得的结果和国外类似实验结果符合得较好。这些数据对估计未来聚变堆中氚的投料量和氚的渗透漏失有实际意义。     

光互连中二元计算全息算法的研究

二元计算全息(BCGH)是光学信息处理中一个重要元件,其在动态光互连中被广泛使用.为了更好地在光互连中应用BCGH,本文设计改进了二元计算全息的选代算法,比较了几种内能函数下的迭代算法所设计的BCGH,对其象质的不同指标进行了分析.结果表明,用迭代搜索算法是光互连应用中设计BCGH的一种较理想算法.     

墙壁反射中子对脉冲堆波形的影响

墙壁的反射中子会对快脉冲堆的波形产生明显的影响.堆芯中子泄漏后,经过墙壁的反射有一定的概率返回堆芯,由于能量的差异,泄漏中子的返回时间是一个连续的分布.传统的双区模型只考虑了相互作用概率,而没有时间信息,尽管可以很好地解决稳态问题,而无法解决瞬态问题.本文采用等效的方法,把泄漏中子等效为时间相关的堆芯本征源,建立了含有反射效应的时间关联双区模型.求解得到的脉冲波形与CFBR-Ⅱ的实验结果一致,从而合理解释了脉冲波形后沿衰减变慢和坪功率提高的实验现象.     

Neutronic simulation of a research reactor core of (232Th, 235U)O 2 fuel using MCNPX2.6 code

The small reactor design for the remote and less developed areas of the user countries should have simple features in view of the lack of infra-structure and resources. Many researchers consider long core life with no on-site refuelling activity as a primary feature for the small reactor design. Long core life can be achieved by enhancing internal conversion rate of fertile to fissile materials. For that purpose, thorium cycle can be adopted because a high fissile production rate of ²³³U converted from ²³²Th can be expected in the thermal energy region. A simple nuclear reactor core arranged 19 assemblies in hexagonal structure, using thorium-based fuel and heavy water as coolant and moderator was simulated using MCNPX2.6 code, aiming an optimized critical assembly. Optimized reflector thickness and gap between assemblies were determined to achieve minimum neutron leakage and void reactivity. The result was a more compact core, where assemblies were designed having 19-fuel pins in 1.25 pitch-to-diameter ratio. Optimum reflector thickness of 15 cm resulted in minimal neutron leakage in view of economic limitations. A 0.5 cm gap between assembles achieved more safety and 2.2% enrichment requirements. The present feasibility study suggests a thermal core of acceptable neutronic parameters to achieve a simple and safe core.     

加速器驱动次临界系统散裂靶参数优化计算

采用国际开源程序包Geant4,构建高能质子束轰击加速器驱动次临界系统(ADS)散裂靶的物理模型,模拟计算质子轰击液态金属铅、铅-铋合金和汞靶的泄漏中子谱分布,以及计算不同能量质子对应的铅靶泄漏中子产额和轴向积分分布,获得1 Ge V质子对应的铅圆柱靶优化参数,考虑入射质子的利用率和整个堆芯的体积质量,优化靶半径范围为16～24 cm,靶高为100 cm,相关研究结果可为(ADS)散裂靶的物理和工程设计提供理论依据。