核结构模型中的两体以上相互作用（英文）

讨论了核结构模型中两体以上相互作用的可能形式。首先以基于手征微扰论并适于描述轻核的三体接触型相互作用为例,讨论了能合理描述3H 和3He 结合能的三核子接触型相互作用相关的两个低能有效耦合参数c_D 和c_E间的关系并通过4He 结合能给出了相应的物理参数区。其次通过Okubo-Lee-Suzuzki 有效相互作用方法对核多体问题在有限模型空间的求解,论证了A-体相互作用项。最后利用包含了A-体推广对力的可解模型对重核的同位素长链进行了分析。以132Sn 为核芯,通过对Sn 同位素链的计算揭示了推广对力参数G（A） 与模型价核子空间维数dim（A） 间的显著关系:G（A）=259.436 dim（A）-0.9985。这些分析结果说明,有必要对核中经手征微扰论或其它唯象理论所得到的NNN-,NNNN-,及A-体相互作用作进一步的研究。We discuss modeling of nuclear structure beyond the 2-body interaction paradigm. Our first example is related to the need of three nucleon contact interaction terms suggested by chiral perturbation theory. The relationship of the two low-energy effective coupling parameters for the relevant three nucleon contact interaction terms c_D and c_E that reproduce the binding energy of 3H and 3He has been emphasized and the physically relevant parameter region has been ilustrated using the binding energy of 4He. Further justification of A-body interaction terms is outlined based on the Okubo-Lee-Suzuki effective interaction method used in solving the nuclear many-body problem within a finite model space. The third example we use is an exactly solvable A-body extended paring interaction applied to heavy nuclei with a long isotopic chain; in particular using 132Sn as closed core system illustrates a remarkable relationship between the extended pairing strength G(A) and the size of the valence space dim(A) for the members of the Sn-isotope chain: G(A)=αdim(A)-β with α=259.436 and β =0.9985 which is actually a one parameter expression since β is practically 1. These three cases present evidence for the need of better understanding of the NNN-, NNNN-, and A-body interactions in nuclei either derived from ChPT or from a phenomenological considerations.     

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。     

基于随机抽样法的多群核数据不确定性影响分析

基于随机抽样方法,研究多群核数据不确定性对反应堆物理计算的影响。首先利用SCALE软件包中核数据协方差矩阵和自主开发的随机抽样模块SAMP,得到多群微观截面等核数据的抽样值,之后分别使用SCALE/TRITON和PARCS程序进行组件计算及堆芯稳态计算,最后通过统计分析得到组件和堆芯计算结果的不确定度。以Almaraz压水堆核电厂装载的燃料组件和首循环堆芯为对象,研究了不同燃耗下有效增殖因子、动力学参数、核素浓度和双群均匀化宏观截面等组件计算结果,以及堆芯功率分布等堆芯计算结果的不确定度。分析结果表明:组件计算结果不确定度多随燃耗变化,快群宏观截面不确定度总体高于热群;堆芯计算结果受核数据不确定性影响显著,其中稳态径向功率分布的最大不确定度为1.9%左右。     

微观IBM2的内禀凝聚态方法与168Er转动能谱的计算

本文采用内禀凝聚态方法,取消IBM2中通常采用的最大F旋截断近似,对变形核,用内禀凝聚态及其内禀激发来描述低能集体转动态.按照这种理论方法计算了¹⁶⁸Er的低能转动能谱.结果表明,对于激发带,最大F旋截断近似很不好.对中子玻色子和质子玻色子的内禀激发是分别进行的.     

高能h-A碰撞

本文在QCD修正的Drell-Yan机制和矢量介子中间态贡献下,利用NMC组的1-A深度非弹在0.00352<90MeV²/c²测量的结构函数比值R_A(x,Q²),通过重标度模型解释了WA-78组对(π^－,P)+A→μμ+X过程在2m_μ≤m_μμ≤1.5GeV和0.1≤x_F≤0.6内的测量结果.将它们与在不同的m_1l和x_F区间测量的CIP组结果对比,解释了为什么靶核在前者中显示遮蔽效应面在后者中则显示出反遮蔽效应.指出通过重标度模型和其合理假定后,它们都与R_A(x,Q²)直接相关,从而进一步揭示了1-A深度非弹中核效应与h-A ll产生过程中核效应之间的本质联系.     

多粒子方位角关联与核媒质状态方程

在Beckmann方法的基础上,本文给出了一种定量分析高能重离子碰撞中多粒子方位角关联的新方法.分别采用Beckmann方法和这种新方法,分析了Bevalac流光室中的1.2A GeV Ar+KC1实验中核子的多粒子方位角关联,并和VUU模型的理论预言作了比较.新方法能够检测核媒质态方程的软硬度.     

氧化钼分形生长的核晶凝聚模型

本文报道氧化钼在远离平衡的无序系统中气固相变过程。实验结果除了薄片状氧化钼晶体外,还形成了由晶须凝聚组成的各种形态的二维分形结构。对实验所得的分形结构,用非平衡态和不可逆过程的热力学理论进行了讨论,并提出核晶凝聚模型。 关键词：