摘要：在聚变反应堆运行过程中,中子活化会导致大量放射性核素的产生,因此活化计算在反应堆的屏蔽设计和辐射安全分析中具有重要作用。本文基于蒙特卡罗粒子输运程序cosRMC的内置燃耗求解器Depth,开发了固定源模式下的内耦合输运-活化耦合计算功能。将该程序应用于中国聚变工程试验堆(Chinese Fusion EngineeringTestingReactor,CFETR)的第一壁(First-wall,FW)材料钢和面向等离子体部件(Plasma-facing Component,PFC)材料钨,分别使用连续能量截面和多群截面进行活化计算,并与活化程序ALARA进行对比验证,发现cosRMC的计算结果与ALARA计算的结果符合良好,初步验证了开发的cosRMC程序输运-活化内耦合计算功能的正确性。与传统蒙特卡罗-活化计算程序的外耦合方式相比,内耦合方式蒙特卡罗不需要把中子能谱传给外部活化程序,而是在蒙特卡罗中子输运过程中嵌入计算活化相关的核素单群反应截面,动态更新中子能谱和材料信息,同时可以使用连续能量截面进行反应率计算,得到与实际问题的几何、能谱相关的反应截面,从而精确地考虑了共振区核截面的影响。

摘要：低增益雪崩探测器(LGAD)是新型快速定时探测器,用于克服在重强子辐射下传统硅探测器响应速度慢和抗辐照能力差的问题。使用计算机辅助设计工具(TCAD),构建LGAD的物理模型,对不同温度、电压下LGAD的漏电流、瞬态信号和增益等的变化进行研究。引入一种新的“三陷阱体损伤模型”研究LGAD的抗辐照性能,计算不同中子辐照通量对LGAD相关电学参数的影响。结果表明:LGAD在低温下工作具有更好的性能;辐照后漏电流增大,暗计数率增加,瞬态收集信号变差,增益降低。分析认为是辐照所产生的缺陷影响了LGAD的空间有效电荷和内部电场,通过增大电压和降低温度可以降低这一影响。模拟研究工作得到了不同温度和辐照对探测器性能的影响,对探测器后续的研究和辐照加固设计具有指导意义。

摘要：核燃料包壳热导率是核燃料元件传热性能研究和核安全设计的重要参数,SiC复合包壳的双层结构和其内层的SiC/SiC复合材料特性增加了预测包壳导热性能的复杂性。为预测双层SiC复合包壳及内层复合材料热导率,基于Markworth有效介质理论,考虑孔隙率、温度、中子辐照等因素对SiC/SiC复合材料热导率的影响,在Markworth有效介质理论模型的基础上进行修正,计算了第二代、第三代SiC纤维增强的不同类型SiC/SiC复合材料热导率,并建立了双层SiC复合包壳热导率计算模型,初步预测了核电厂稳态运行期间双层SiC复合包壳的热导率。计算结果表明,核电厂稳态运行4个月后,辐照肿胀变形达到饱和,含第二代纤维的包壳热导率为3.9 W/(m·K),含第三代纤维的包壳热导率为4.8 W/(m·K)。

摘要：为了准确计算快堆堆芯中所有裂变材料与非裂变材料释热,并精细考虑中子、光子、电子在堆芯中的能量沉积,以提高快堆堆芯释热率计算精度。本文基于确定论两步法研究并实现了中子-光子输运堆芯释热率计算方法,通过求解裂变源中子输运方程和固定源光子输运方程得到中子和光子注量率,基于比释动能(KERMA)因子方法计算瞬发中子和瞬发光子释热率,利用比例因子方法计算缓发光子产生矩阵,在MOSASAUR程序内通过内耦合方式实现了快堆中子-光子输运和堆芯释热率计算。计算铅铋快堆RBEC-M基准题的功率分布并与蒙特卡罗程序计算结果进行对比,燃料组件总功率相对偏差在±4%以内,非燃料组件总功率相对偏差在±10%以内,所有组件光子功率相对偏差在±10%以内。因此,本文研究的中子-光子输运堆芯释热率计算方法对快堆堆芯释热计算具有较高精度。

摘要：为了提高快能谱反应堆光子释热计算精度,本文研究了高精度光子截面制作理论与光子释热计算方法,基于自主开发的光子截面处理程序NGAMMA,制作生成了问题相关光子截面库。该截面库主要包括中子与光子比释动能(KERMA)因子、光原子反应截面、瞬发光子产生截面、缓发光子产生截面等数据。使用快堆基准题ZPPR-9对数据库进行验证,计算结果表明:①利用新开发的94群光子截面库通过并群得到问题相关的光子截面库,比之前利用NJOY直接生成21群光子截面的计算精度有显著提高,光子释热的计算结果在增殖区与蒙特卡罗结果的相对偏差由原来的–7.88%下降到3%以内,反射层区域的相对偏差由原来的14.76%下降到5.05%;②考虑缓发光子显著影响光子释热,与仅考虑瞬发光子相比,考虑缓发光子使得内外堆芯区域的光子释热提升达到33.11%;③使用比例因子方法近似计算缓发光子释热与精确计算的结果符合较好,在各个区域的相对偏差均在±2%以内。

摘要：许多新型反应堆由于能谱较硬,核数据引起的不确定度已成为反应堆物理设计主要不确定度的来源。之前针对快能谱反应堆的不确定度分析主要集中在显式敏感性系数计算及不确定度分析,对隐式效应的分析较少,很少对隐式效应的影响给出分析。本文在深入研究反应堆截面处理方法的基础上,提出了一种新的基于本底截面迭代方法的截面隐式敏感性效应分析方法,由于该截面隐式敏感性系数计算主要与LN函数相关,因此也称为LN函数隐式敏感性计算方法。并利用基准题对新方法计算的截面隐式效应进行了分析,证明了方法的正确性。针对提出的五核素快谱基准题,采用多群截面计算,在共振自屏效应强烈的能群,部分核截面敏感性系数隐式效应修正最大可达50%,针对少群截面,对于大多数反应道,考虑隐式效应后计算得到的k eff相对敏感性系数和不确定度计算精度均有明显提高,但有部分反应道可能是由于Bondarenko方法和窄共振近似本身问题,导致敏感性系数和不确定度精度改善不明显。

摘要：针对窄矩形通道在换热过程中有较高功率密度的问题,本文为了解决在小型反应堆中的应用,采用所搭建的小型窄矩形自然循环通道,进行实验研究,并结合BP神经网络方法对实验数据进行预测,分析在不同参数工况下临界热流密度随不同参数的变化情况以及不同参数对临界热流密度的影响程度。研究结果表明:质量流量与系统压力对临界热流密度点的影响呈现正相关;出口干度对临界热流密度呈现负相关;且质量流量对临界热流密度的影响程度最大;压力对临界热流密度的影响程度最小。利用相关实验数据,基于影响因素大小,通过BP神经网络方式,建立了适合于自然循环窄通道小堆的模型。BP神经网络算法的预测值与实验值符合良好,误差为10%;Katto模型与实验数据相比误差较大,Zhang公式和拟合公式的误差较小,所建立的临界热流密度模型可作为窄矩形通道自然循环临界热流密度的计算公式。

摘要：快中子反应堆是我国核电发展三步走战略的关键一环,对于快堆屏蔽问题的计算是快堆设计与发展的重要工作,采用我国自主研发的液态金属冷却快堆设计分析龙码系统中的蒙特卡罗–确定论耦合粒子输运计算软件LoongSTARS MCX,通过模拟选定的SINBAD基准实验,验证LoongSTARS MCX程序在快堆屏蔽问题上的计算能力。整个验证以两种方式进行,首先通过与MCNP程序的计算结果对比,验证LoongSTARS MCX程序的功能性和计算精度。其次,将计算结果与SINBAD实验结果进行对比,验证LoongSTARS MCX程序的有效性和计算准度。结果表明,LoongSTARS MCX程序结果与MCNP程序结果高度吻合,相对偏差在±20%以内,并且与实验值符合较好,偏差在合理可靠范围内,LoongSTARS MCX程序可以用于快堆屏蔽问题上应用研究,具有良好的计算准度与精度。

摘要：砂岩型铀矿资源定量分析是我国研究的主攻方向,现有“直接铀定量”技术受探测晶体限制,不能很好的提取234mPa特征峰。CeBr3晶体作为一种高性能无机闪烁体材料,在核测井、环境监测、核医学等领域得到了广泛应用。本文使用Geant4建立CeBr3探测器的探测模型,对影响探测器探测性质的相关因素进行研究。结果表明:在相同截面积条件下,相较于长方形截面,正方形和圆形截面的CeBr3闪烁体表现出更高的探测效率,其中圆形截面的探测效率最优,同时伴有最大能量沉积。此外,随着入射能量的增加,CeBr3闪烁体的探测效率呈现出下降趋势。当其他条件一致时,选用不同的反射层材料,对探测效率的并无明显影响。通过探测器探测性质的影响因素分析,对基于CeBr3探测器研究和设计具有一定的参考价值和指导意义。

摘要：空间核反应堆电源是未来太空探索能源的必然选择,近几年逐渐成为全球研究的热点。意外事故工况下的临界状况对空间核反应堆的性能和安全至关重要。本文针对TOPAZ-II热离子反应堆,对意外事故工况下反应堆反应性无法满足安全要求的问题,提出了优化方法。研究结果表明:在反射层脱落的事故下,只旋转控制鼓可以使TOPAZ-II处于临界安全状态;在水和湿沙浸入的事故下,keff增长非常快,旋转控制鼓和安全鼓都无法有效降低反应性,反应堆无法达到临界安全状态。针对该问题对控制鼓和安全鼓进行优化。优化的内容为同时改变鼓内含硼组件的厚度和10B的富集度,计算每次改变下keff的值,得到keff与含硼组件厚度和10B富集度之间的关系拟合曲线。根据得到的拟合曲线,建立一套满足安全需求的优化方法。该优化方法可为未来空间反应堆设计提供参考价值。