摘要：氟盐冷却高温堆(FHR)作为第4代核能系统,对安全性和经济性更加注重。FHR全空间中子通量密度的精细分布数据对于材料构件的辐照损伤计算、放射性源项分析以及辐射屏蔽设计等均有重要意义。针对这一需求,本文采用离散纵标(SN)方法为蒙特卡罗(MC)方法偏倚计算提供所需的源偏倚和权窗参数,使蒙特卡罗粒子均匀地分布于整个计算模型空间,从而有效降低中子通量密度分布计算的统计误差。在该方法的基础上,编写了耦合程序SN2MCNP,并使用该程序对FHR全空间的中子通量密度分布进行了精细计算。经对比验证,在同样的计算时间和统计方法的要求下,单独使用MCNP计算的结果中,只有30.1%的相对误差达到要求(<10%),而使用SN2MCNP的计算结果中则有99.6%的相对误差达到要求(<10%)。

摘要：在微型反应堆零功率装置上搭建了硼中子俘获治疗拟采用的热中子束流装置。利用固体径迹探测器(SSNTD)测量了束流装置中心轴线上不同位置处的中子通量密度。结果显示,在束流装置入口处中子通量密度为5.39×107cm–2·s–1时,出口处热中子通量密度为5.63×104cm–2·s–1,热中子通量密度衰减到入口处的1/957。而利用热释光(TLD)方法和MCNP/4B程序测量和计算结果分别为1/1032和1/972。

摘要：采用PCI-TM12A定时/计数卡实现一个多通道的多路定标系统(多时空通道中子通量密度数据采集系统),在8～16空间位置点上同时测量记录中子通量密度水平随时间变化的情况.介绍了PCI-TM12A定时/计数卡的功能和设置以及数据采集软件设计,给出了有关软件流程图.

摘要：优化设计高通量铅铋反应堆对于缓解快中子研究堆辐照资源稀缺难题、支撑先进核能系统的发展具有重要意义。本文以提升堆芯中子通量水平为目标,针对高通量铅铋反应堆复杂的多维非线性约束优化问题,依托反应堆蒙特卡罗程序RMC和子通道程序Subchanflow,构建了基于BP神经网络(Back Propagation Neural Network)算法的预测模型,并结合Sobol指数法开展堆芯设计参数的敏感性分析,提出了基于BP神经网络动态代理模型(Dynamic Surrogate Model,DSM)更新迭代的设计优化方法,开发了高通量铅铋反应堆设计优化平台。以多功能超高通量堆为例开展堆芯栅径比、燃料芯块直径、活性区高度、径向反射层厚度的多堆芯参数协同优化验证,结果表明:该优化方法对堆芯中子通量密度与有效增殖因数keff的预测精度误差在0.1%之内,在4组堆芯设计变量单独作用和共同作用下对于最大中子通量的影响程度都按照反射层厚度<栅径比<活性区高度<燃料芯块直径的递增顺序排列,优化后的中子通量密度相比原始设计方案提高了15.41%,表明开发的高通量铅铋反应堆设计优化平台有效可靠。

摘要：为了在反应堆动力学方程求解中检验一种新的时空动力学方法——时间上二次展开的格林函数节块法(TQE/ NGFM) ,作者编写了应用这种方法的 FORTRAN程序。该程序采用了新的迭代求解方式 ,与标准的格林函数节块法的程序对轻水堆的典型算例进行了校算。标准的瞬态格林函数节块法 (TNGFM)在时间上采用全隐式近似。在求解二维 TWIGL问题时 ,在相近计算精度下 ,TQE/ NGFM的计算时间是 TNGFM的约 1/ 5。结果表明 ,时间上二次展开的时空动力学方法是一种有效的。

摘要：医院中子照射器是我国建造的第1座用于医疗目的的微型反应堆,已于2009年12月7日首次达临界,2010年1月22日达到满功率运行。在治疗前,需测量出口处的中子通量密度及能谱等参数,为后续实验提供依据。本文用MCNP建立医院中子照射器模型,得到能谱计算值。选用金箔活化法测量绝对中子通量密度,多箔活化法测量中子能谱,用SAND-Ⅱ程序解谱,并将实验结果与计算结果进行了比较。

摘要：为了提高水冷慢化聚变驱动次临界堆包层中子学分析的精度,在FDS团队自主研发的HENDL3.0/FG(Hybrid Evaluated Nuclear Data Library/Fine Group)细群核数据库基础上,本文采用国际通用应用核数据库加工程序NJOY,设计研发出考虑热中子上散射效应的截面核数据库。利用国际临界安全基准评价实验手册的例题对核数据库的精度进行了测试与校核,验证了数据的可靠性与正确性。同时,采用聚变驱动次临界的聚变裂变混合发电堆(FDS-EM)水冷慢化包层模型对核数据库进行了综合测试与分析,分别从理论及计算分析的角度预测与验证了热中子上散射效应对系统的有效增殖因数、氚增殖率、中子通量密度等参数的影响。

摘要：介绍了利用中子活化法标定临界装置相对功率的方法。该方法可以标定临界装置的运行功率限值,并利用实验结果对MCNP程序的计算结果作校核分析,推测出最大功率以下任一功率指示值所对应的临界堆芯内平均绝对中子通量密度,对反应堆安全运行有重要意义。

摘要：利用傅里叶方法得到了非齐次中子扩散方程格林函数的解析形式，通过格林函数计算了当外源在堆芯任意位置时的中子通量密度分布，分析了在次临界反应堆系统中，次临界倍增系数ks 与外源位置和相同次临界深度下堆芯尺寸的依赖关系。发现，ks 随着堆芯尺寸的增加而减小，这点变化虽小，但能量增益对ks 以及堆芯尺寸是相当敏感的，加速器驱动的次临界系统(ADS) 设计时应必须予以考虑。The analytical form of the Green’s functions of the inhomogeneous diffusion equation for neutrons are obtained using the Fourier method. The neutron flux distributions with the external neutron source locatedat arbitrary positions are calculated from the Green’s functions. In a subcritical system, the ependences of the subcritical multiplication factor ks on the source position and the core size with the fixed subcriticality keff are analyzed based on the series solution. It is found that ks decreases with the core size. Although this variation is small, the energy gain is sensitive to ks and then the core size, which has to be taken into account in the design of the source driven subcritical system.

摘要：采用蒙特卡罗程序(Monte Carlo neutron and photo transport code,MCNP)对医院中子照射器Ⅰ型堆(IHNI-1)超热中子束流孔道的慢化层、反射层进行了优化设计。首先对FLUENTAL、Al等材料组成的6种慢化体方案进行了分析比较,给出了孔道出口处超热中子通量密度较大的两种设计方案;基于此两种慢化体设计方案,在保持束流孔道外框尺寸不变情况下,对慢化体周围的反射层进行了分析比较,给出了反射层的推荐方案;基于慢化体和反射层优化方案,最后给出了超热中子束流孔道出口处束流参数的空间分布。