基于VHTRC的棱柱式高温气冷堆核设计程序验证北大核心CSCD

高温气冷堆是国际公认的固有安全性高的反应堆堆型。针对高温气冷堆包覆颗粒燃料引入的燃料组件的双重非均匀性以及棱柱式堆芯布置的非均匀性和强空间耦合效应,提出基于蒙特卡罗均匀化-确定论输运方法的RMC-SaraGR程序系统作为棱柱式高温气冷堆的核设计程序。基于日本棱柱式高温气冷堆临界实验装置VHTRC基准题,针对此套核设计程序系统开展了均匀化模型研究和初步验证。研究结果表明,基于蒙特卡罗均匀化方法,采用全堆模型、合适的能群结构和分区方式产生组件群常数,并经过超级等效均匀化方法进行等效均匀化修正,可以保证堆芯多群均匀计算具有较高的计算精度。     

热管堆在不同基体材料下的燃耗特性分析北大核心CSCD

热管冷却核反应堆具有非能动传热、模块化和固有安全性高等特点,在航空探索、深海作业和偏远地区电力市场上有广泛的应用。以洛斯阿拉莫斯国家实验室开发的5 MWth热管堆为研究对象,选择SS-316,Mo-14Re和SiC作为基体候选材料,采用反应堆蒙特卡罗中子输运分析程序对比分析了以上三种基体堆芯的反应性、中子能谱、增殖性能和燃耗演化。结果表明:为了维持堆芯的10年运行,SS-316,Mo-14Re和SiC三种基体堆芯所需的初始燃料235U富集度分别约为19.35%,28.80%和17.10%,SiC基体堆芯所需的初始燃料235U富集度最小;10年后,SiC基体堆芯产生的易裂变核素(239Pu和241Pu)和次锕系核素(通过分离嬗变可被再次利用)的量最高,分别约为11.91 kg和92.08 g。综合以上研究结果,推荐SiC作为热管冷却核反应堆的基体。     

SPRR-300研究堆随堆辐照石墨的中子辐照效应北大核心CSCD

随SPRR-300研究堆约30 a的长时间运行,位于活性区附近的石墨箱体经历了长期的中子辐照。在长期服役的石墨箱体上取样,研究了其热学、力学以及微观结构变化,并与商用IG110,NG-CT-10石墨进行了对比。研究结果表明,经长时间低剂量率的中子辐照后,SPRR-300堆内随堆辐照石墨的晶格中出现了明显的辐照损伤缺陷,这些缺陷主要为位错环、层错、孔洞和微裂纹等,并出现了一定程度的非晶化。这些辐照损伤缺陷直接或间接地引起了石墨热学、力学性能的变化,主要表现为热膨胀系数、热扩散系数、抗压强度和抗弯强度的下降以及弯曲弹性模量的上升。     

硝酸锶对原代培养的小鼠成骨细胞增殖、分化和矿化功能的影响

采用噻唑蓝(MTT)法、碱性磷酸酶(ALP)比活性测定、油红O染色、Ⅰ型胶原测定以及矿化结节染色及定量分析等方法,研究了不同浓度的硝酸锶对原代培养的成骨细胞增殖、分化、矿化功能以及横向分化为脂肪细胞的影响。结果表明:硝酸锶对成骨细胞增殖、分化、矿化功能以及横向分化为脂肪细胞的影响与作用浓度和时间密切相关,但没有呈现出剂量依赖性。结果提示,硝酸锶对骨代谢的影响是复杂的,其具有保护还是损害作用取决于作用浓度和时间,而且它们是影响硝酸锶生物效应(从损伤到保护)转变的关键因素。     

研究性核反应堆的现状、应用和发展

回顾了世界过去50多年研究堆的发展历程,分析了世界研究堆的现状以及未来的应用发展趋势,同时结合我国脉冲堆的实际情况,对其应用发展前景进行了初步展望。     

φ-半压缩算子和φ-强增殖算子方程的迭代

设E是任意实Banach空间 ,K是E的非空闭凸子集·　T :K→K是一致连续_半压缩映像且值域有界·　设 an ,bn ,cn ,a′n ,b′n 和 c′n 是 [0 ,1]中的序列且满足条件 :ⅰ )an bn cn =a′n b′n c′n =1, n≥ 0 ;ⅱ )limbn =limb′n =limc′n =0 ;ⅲ ) ∑∞n =0bn =∞ ;ⅳ )cn =o(bn) ·　对任意给定的x0 ,u0 ,v0 ∈K ,定义Ishikawa迭代 xn 如下 :　　 xn 1=anxn bnTyn cnun,yn =a′nxn b′nTxn c′nvn　　 ( n≥ 0 ) ,其中un 和 vn 是K中两个有界序列·　则 xn 强收敛于T的唯一不动点·　最后研究了_强增殖算子方程解的Ishikawa迭代收敛性·     

Time-resolved measurement of atomic emission enhancement by fs--ns dual-pulsed laser-induced breakdown spectroscopy

Time-resolved measurement of atomic emission enhancement is performed by using a 500-fs KrF laser pulse incident upon a high density supersonic O_{2} gas jet, synchronized with an orthogonal ns frequency-doubled Nd:YAG laser pulse. The ultra-short pulse serves as an igniter of the gas jet, and the subsequent ns-laser pulse significantly enhances the atomic emission. Analysis shows that the contributions to the enhancement effect are made mainly by the bremsstrahlung radiation and cascade ionization.     

聚变堆候选金属材料的惰性气体离子辐照损伤的研究

综述了有关核聚变反应堆材料的辐照损伤问题的研究,主要包括国产316L奥氏体不锈钢中氦的扩散与氦泡形核生长的研究、316L及低活化FeCrMn合金的高能Ar离子辐照缺陷与空洞肿胀的研究、近期开展的低活化马氏体钢和氧化物颗粒弥散强化合金的高能Ne离子辐照损伤和效应的研究成果。This paper gives a review of our recent studies on the irradiation damage induced by energetic inert-gasions in metallic materials candidate to fusion reactors. The work includes the study of helium diffusion and helium bubble formation in 316L stainless steels, the study of void formation and swelling in the low-activation Fe-Cr-Mn alloy irradiated with high-energy Ar ions, the study of irradiation damage in some low-activation Fe-based steels and ODS alloys by high-energy Ne ions.     

脉冲堆有限裂变链长的数学期望值分析(英文)

讨论了在一个增殖系统引发一个持续裂变链所需要的平均中子数。在点堆模型基础上, 考虑了在 t0 时刻系统引入一个源中子, 在 t 时刻产生 n 个中子的概率(n, t0, t), 推导了概率生成函数 G(z; t0, t)所满足的偏微分方程, 并得到了近似解。用近似解计算了Godiva II脉冲堆的有限裂变链长数学期望值, 有限裂变链期望值反比于脉冲堆的反应性。     

ITER试验包层模块的中子学分析与设计

ITER试验包层模块(TBM)的中子学的设计和计算结果为TBM的其它大多数系统设计提供重要的数据依据。本文首先应用TRANSX程序完成基于FENDL2.0新库制作,以及中子输运程序和数据库的基准检验;然后应用二维中子输运程序TWODANT,计算和分析了中国氦冷Li₄SiO₄固体氚增殖剂的试验包层模块的功率密度分布、增殖区产氚特性、结构材料的中子辐照特性、结构材料和增殖材料的产氢和产氦等特性,并给出一个经合理优化的 TBM中子学初步设计结果。