随机中子动力学及其数值模拟研究进展

随机中子动力学是核动力设计和核反应堆安全中的重要课题,本文从随机中子动力学的基础概念和研究方法出发,介绍随机中子动力学研究的历史发展和研究现状.裂变中子与光子的多重性是反应堆零功率中子噪声主要来源,对中子涨落的方程描述及其求解,演化出零功率中子噪声与功率反应堆噪声的随机理论.随机中子动力学的重要应用包括反应性微观测量、功率反应堆噪声测量和分析、核临界漂移分析和核材料识别与检测等.在半个多世纪的研究中,以脉冲堆点火过程的脉冲爆发等待时间分布为代表的随机性,一直缺乏定量分析方法和工具.直到近几年,模拟随机中子动力学过程的广义半马尔科夫过程模拟方法取得了重要进展,很好地揭示了脉冲堆实验中子点火规律.最后讨论随机中子动力学研究中有待解决的研究课题.     

用于BNCT-SPECT的帕维亚TRIGA MARK Ⅱ反应堆热柱优化设计北大核心CSCD

针对坐落于意大利帕维亚大学的TRIGA Mark Ⅱ反应堆热柱结构进行优化设计,从而满足面向硼中子俘获治疗(BNCT)的单光子发射计算机断层成像(SPECT)研究要求。为提高计算效率并减小统计误差,对比分析使用SSW/SSR方法与直接使用反应堆为源项时热柱内照射位置处中子能谱,其结果基本一致,从而验证了SSW/SSR方法的可靠性。为在该反应堆开展BNCT中SPECT实验,热柱中子束需准直为笔形束。对比分析四种热柱优化方案下束流口处及探测器处热中子和光子通量:40cm长石墨(射束口5cm×3cm);0.5cm厚硼包裹40cm长石墨(射束口5cm×3cm);30cm长天然锂聚乙烯(射束口直径4cm);30cm长天然锂聚乙烯(20cm长射束口直径5cm,5cm长射束口直径4cm,5cm长射束口直径2cm)。结果显示,射束口处热中子通量分别为1.05×108,2.52×107,6.08×107和5.10×107#/(cm2·s)。综合考虑中子准直效果及光子污染,方案三具有最优性能。为后续进行BNCT-SPECT理论和实验研究提供了基础,从而有效促进BNCT剂量准确评估方法的研究进程。     

基于单组缓发中子模型的反应堆功率T-S模糊控制

基于T-S模糊模型,针对单组缓发中子点堆动力学方程,设计了T-S模糊控制器来实现对反应堆功率的控制.仿真结果表明,所设计的T-S模糊模型控制器能够较好的控制反应堆功率的输出,取得较好的控制效果.     

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。     

不同类型核燃料对热管冷却反应堆燃耗性能的影响

热管冷却反应堆采用固态反应堆设计理念,具有功率密度高、结构紧凑、固有安全性高等特点,在深空探索、深海勘探、偏远地区等场景中具有广阔的应用前景。核燃料作为热管冷却反应堆的重要组成部分,不同类型核燃料在堆芯燃耗分析时会呈现不同的中子学性能。基于美国爱达荷国家实验室(INL)提出的热管冷却反应堆INL Design A,利用清华大学蒙特卡罗中子输运程序RMC (Reactor Monte Carlo code)建立堆芯物理模型,选取UO₂,(U_0.9Pu_0.1)O₂,U-10Zr,U-8Pu-10Zr,UN,UC这6种核燃料开展燃耗计算,分析了不同核燃料、不同功率水平对热管冷却反应堆堆芯燃耗性能的影响。计算结果表明:在堆芯燃耗深度相同情况下(20.8 GW·d·t?1),装载U-8Pu-10Zr燃料的堆芯所需235U富集度最低(9.8%),具有较好的U-Pu增殖性能。堆芯功率处于5 MW的热管冷却反应堆,燃料中241Pu的存在不仅没起到增大堆芯燃耗深度的作用,反而导致堆芯剩余反应性和堆芯寿期末次锕系核素(MAs)的产量增大,影响反应堆的安全性与经济性。因此,对于装载含有Pu燃料的小功率长寿期热管冷却反应堆,需重点关注241Pu对堆芯燃耗性能的影响。     

Current status and technology development tendency of research reactors in China

The current status and development history of domestic and abroad research reactors （RRs） are mentioned. The representative RRs and their respective technology characteristics are introduced. The utilizations of China＇ s RRs, mainly included as nuclear engineering technology, basic research applications of nuclear technology, teaching and personnel training, are explained.     

深穿透屏蔽计算的离散坐标法

建立了堆芯几何和孔道几何边界源相耦合的离散坐标法。并用于计算反应堆孔道的深穿透屏蔽问题;推导出可用于堆芯几何屏蔽计算的半对称求积基,以及用于孔道几何屏蔽计算的偏向求积基。     

反应堆核泵浦激光He-Ar-Xe体系泵浦效率理论研究

 系统地提出了He-Ar-Xe核泵浦激光泵浦效率的理论模型,推导了泵浦效率公式。研究了激光泵浦效率与泵浦腔内气体总压力, He和Ar分压,Xe的含量之间的函数关系。并用前人的实验结果定性地对模型进行了验证,拟合了泵浦效率函数参数,探讨了各参数之间的关系及其对泵浦效率的影响,为进一步的实验设计提供了理论依据。     

压水堆MSLB叠加SGTR事故分析

为了更好地分析压水堆发生主蒸汽管道断裂(main steam line break,MSLB)叠加一根蒸汽发生器传热管破裂(steam generator tube repture,SGTR)叠加事故的热工水力过程,用Relap5/mod3.2程序对事故进程进行模拟。比较计算结果与参考电站结果,一回路压力、一次侧向二次侧泄漏流量等主要参数变化趋势一致,安注投入等安全响应的情况基本相同,证明了本次计算的可信性。分析主要参数的变化趋势并解释其变化原因,总结出完整的事件序列和操作员干预的措施。对堆芯水位的计算结果表明:操作员在10min内对事故进行干预情况下堆芯不裸露,反应堆是安全的。     

Effect of Reactor Pressure on Qualities of GaN Layers Grown by Hydride Vapour Phase Epitaxy

The influence of reactor pressure on GaN layers grown by hydride vapour phase epitaxy （HVPE） is investigated. By decreasing the reactor pressure from0. 7 to 0.5 mm, the GaN layer growth mode changes from the island-like one to the step flow. The improvements in structural and optical properties and surface morphology of GaN layers are observed in the step flow growth mode. The results clearly indicate that the reactor pressure, similarly to the growth temperature, is One of the important parameters to influence the qualities of GaN epilayers grown by HVPE, due to the change of growth mode.