摘要：目前国内外研究的各类微能源中,β辐射伏特效应同位素电池因能量密度高、寿命长、输出性能稳定等优点在许多领域具有广泛的应用前景.本文从辐射伏特效应的基本原理出发,通过蒙特卡罗程序MCNP模拟计算β粒子在半导体材料中的输运过程,得出了辐生电流、开路电压等性能参数的计算公式,探讨了少子扩散长度、掺杂浓度、结深等对性能的影响,并提出了采用硅基63Ni源的同位素电池的最佳设计参数:63Ni源质量厚度为1mg/cm2,单晶硅半导体P区掺杂浓度为1×1019cm?3,N区掺杂浓度为3.16×1016cm?3,结面积为1cm2,结深为0.3?m,总厚度不超过160?m.得到的短路电流、开路电压、最大输出功率及转化率分别为:573.3nA,0.253V,99.85nW,4.94%.为低功率场所,如微型机电系统、心脏起搏器等所需的微能源提供参数依据.

摘要：超临界水堆是国际第Ⅳ代核能系统论坛推荐的六种第Ⅳ代核电反应堆堆型之一,与现有的轻水堆相比,具有热效率高、系统结构简单、造价低等优点。建立了MCNP程序下的超临界水堆堆芯物理计算模型,解决了燃料组件几何结构过于复杂精细难以建模的技术难题;考虑了堆芯轴向冷却剂密度的不均匀分布,计算并分析各区域的中子能谱分布;对失水事故下的超临界水冷堆安全性进行了分析,研究了不同区域冷却剂丢失程度对反应性及有效增殖系数的影响,表明所设计堆型具有较高的安全性;分析处理失水事故的应对措施,验证了使用注入硼水措施处理超临界水冷堆失水事故的可行性。

摘要：熔盐堆采用熔融的氟化盐混合物作为燃料和堆芯的冷却剂,由于燃料的流动,熔盐堆在中子学和热工水力学方面与传统固体燃料反应堆有着较大区别。本文基于熔盐堆分析程序MOREL2.0对钍基熔盐堆(TMSR)初步堆芯设计方案进行了稳态计算分析,结果表明:燃料流动对缓发中子先驱核的分布影响较大,并导致169pcm反应性损失;随燃料在外部回路中滞留时间的增加,keff降低,80s后趋于平稳;TMSR具有负的入口燃料温度系数,具有固有安全性。

摘要：基于蒙特卡罗粒子输运程序MCNP,设计了一种强度高、密度低、具有优异中子屏蔽性能的新型玻璃纤维/B4C/环氧树脂复合材料,模拟计算了镅-铍(Am-Be)中子源产生中子对该材料的透射率;研究了该材料的中子屏蔽性能与传统屏蔽材料的差异以及不同B4C质量分数对该材料的屏蔽性能影响;根据模拟结果分析了该材料对不同能区中子(慢中子、中能中子、快中子)具有的不同屏蔽性能。研究发现:B4C质量分数为10%的该种新型玻璃纤维/B4C/环氧树脂复合材料的中子屏蔽性能,尤其是慢中子屏蔽性能较传统的含硼聚乙烯和Al-B4C合金材料更为优异;但随着B4C质量分数的增大,屏蔽性能提升不明显。结果验证了蒙特卡罗方法用于中子屏蔽材料优化设计的可行性。

摘要：空间核反应堆(Space Nuclear Reactor,SNR)电源在深空探索中具有重要优势而受到国内外的广泛关注。与传统液态金属、气体和热管冷却方式不同,熔盐冷却剂可溶解裂变材料并具有良好的传热性质,因此可作为SNR方案中的冷却剂。基于国内外SNR设计方案,利用SERPENT蒙特卡罗程序和ENDF/B-Ⅶ.1数据库进行了基于熔盐冷却的空间堆方案的初步中子学设计,研究了不同燃料、包壳材料以及棒间距对燃料棒kinf的影响,以及不同熔盐冷却剂组成、反射层材料对SNR堆芯keff的影响,最终给出一种基于氟化盐7LiF-BeF2-UF4(66.4-32.7-0.9 mol%)冷却UC燃料(质量分数为80%的235U)的SNR初步堆芯方案。结果表明:燃料棒kinf与燃料棒材料密切相关,且随燃料中235U富集度的增大、棒间距的减小而增大,不同的熔盐冷却剂、反射层材料对堆芯keff有较大影响,但冷却剂中UF4的235U富集度对堆芯keff不敏感。

摘要：考虑放射性同位素源自吸收效应,提出基于半导体材料GaAs和同位素源63 Ni的微电池最优化设计方案,并通过蒙特卡罗程序MCNP模拟计算β粒子在半导体材料中的输运过程,对同位素源与半导体材料的厚度,换能单元PN结结深、耗尽区宽度、掺杂浓度、少子扩散长度,及电子空穴对的产生及收集情况等进行了研究和分析,给出了不同结深下,各物理参量的最佳设计值。在源活度为3.7×107 Bq,PN结表面积为0.01cm2时,提出的辐射伏特效应微电池最优化设计方案可实现:短路电流密度为379.68nA/cm2,开路电压为1.375V,填充因子为84.39%,最大输出功率为440.4nW/cm2,能量转化率为4.34%。

摘要：为了满足航天器内用电器件对电源的功率需求,本文基于增加热电腿的侧面面积、强化侧面散热提出了2种特殊几何结构的热电腿来提升小型同位素温差电池的输出性能。通过傅里叶热传导定律和欧姆定律证明了2种几何结构改善热电腿输出性能的机理;使用有限元分析的方法计算了热电腿的输出性能随几何参数的变化规律。结果表明:特殊构型热电腿产生了更大的温差并降低了平均温度,降低了高温对Seebeck系数和电阻率的负面影响,从而增加了输出性能。相比于传统的圆柱构型,由特殊构型热电腿组成的热电器件同样表现出更佳的输出功率和功率密度。这种优化热电腿的几何结构、增强散热的设计方法可以为小型同位素温差电池以及其他热电器件的功率提升、改善能量转换效率提供设计参考。

摘要：随着核技术应用的快速发展,对X/γ光子屏蔽材料提出了功能和结构一体化的要求。针对这种需求,设计了一种新型碳纤维增强聚酰亚胺基复合材料。基于Monte Carlo N-Particle Transport Code System(MCNP)模拟了不同PbO含量复合材料的屏蔽性能,根据模拟结果和制备工艺设计了材料并制备,对制备的材料测试了其屏蔽性能、力学性能以及耐辐照性能。通过光子屏蔽实验和力学性能实验发现,该复合材料具有良好的光子屏蔽性能,其在4.80 mm厚度时光子透射率为54.13%,同时材料的弯曲强度和拉伸强度在1.2 mm厚度时达到了263 MPa和369 MPa,在90 kGy辐照后拉伸强度保持率为83.47%,因此该材料在医用及γ射线探伤等工业上有较大的应用潜力。

摘要：利用小型旋翼机良好的机动性能和环境适用性,将小型旋翼机与传统的核辐射探测设备相结合,再通过软硬件的开发、无线通讯、GPS定位以及核数据处理技术的应用,研发了一套具有受地形环境影响小、可避免人员受到近距离辐射损伤等优点的机载辐射监测系统。介绍了系统的结构组成、工作原理以及关键技术难点,重点研究了系统关键模块的设计以及剂量率响应线性范围的测定。飞行实测结果表明,该系统可对环境中的放射性实时、准确地测量,可用于日常的辐射环境监测以及失控γ放射源的搜寻,为核应急提供了一种新方法。

摘要：超临界水堆是国际第IV代核能系统论坛推荐的6种第IV代核电反应堆堆型之一,与现有的轻水堆相比,具有热效率高、系统结构简单、造价低等优点。本文建立了MCNP程序下的超临界水堆堆芯物理计算模型,解决了燃料组件几何结构过于复杂精细难以建模的技术难题,考虑了堆芯轴向冷却剂密度的不均匀分布;以超临界水堆堆芯模型为基础,计算了堆芯径向中子通量密度分布,提出了展平堆芯功率分布的设计方案;计算了堆芯轴向中子通量密度分布,讨论了控制棒不同作用方式对轴向中子通量密度峰的偏移影响,确定了超临界水堆控制棒应采用由下向上插入的方式。研究结果为超临界水堆的设计制造、安全分析提供了重要参考依据,为超临界水堆未来的设计和发展奠定了基础。