微型反应堆高速撞击下核临界安全的初步分析

微型反应堆可作为月球表面动力、航天器动力等用于太空探索,反应堆发射前需要对发射事故的影响进行安全分析。反应堆高空坠落并撞击到混凝土是主要的临界安全分析场景,高速撞击后反应堆可能重返临界。本文以两种简化的反应堆模型高速撞击场景为例,利用连续介质力学有限元程序ABAQUS与粒子输运蒙特卡罗程序耦合,完成了纯燃料堆芯垂直撞击地面和带径向反射层和屏蔽层圆柱堆30°倾角撞击地面的模拟,预测了两种场景反应堆高速撞击下keff随时间变化的物理特性。结果表明:纯燃料反应堆垂直撞击地面的keff增加最高可达1000×10^(-5),而具有反射层和屏蔽层反应堆30°倾角撞击地面的keff增加最高为200×10^(-5)。均匀密度变化条件下,采用表面非结构网格与内部非结构网格的蒙卡程序的计算结果符合较好,内部非结构网格能够更真实地捕捉材料的非均匀密度变化效应。本文的研究为微型反应堆高速撞击下的临界安全研究奠定了重要基础。

反射中子对金属快中子脉冲堆特性参数的影响研究

快中子脉冲堆对墙壁反射中子比较敏感,反射中子会改变快中子脉冲堆波形,当反射中子较多时可能会对脉冲堆的运行安全造成不利影响。本文建立了考虑墙壁反射中子效应的点堆动力学方法、蒙特卡罗中子学计算方法和ANSYS热力学计算方法三者耦合的“核-热-力”耦合方法,并对含有墙壁反射中子效应的快中子脉冲堆Godiva-Ⅰ瞬态过程进行分析。结果表明:反射中子使脉冲后沿提高,使冲坪时的反应性变低,使堆芯位移、应力有所提高。

基于MOOSE平台的中子扩散方程数值解法

基于Galerkin有限元方法推导了多群中子扩散方程的变分形式,为解决控制棒尖齿效应问题,建立了控制棒尖齿效应修正模型,为解决定步长导致的计算时间较长问题,开发了自适应步长模型。采用C^(++)语言,基于开源多物理场面向对象仿真环境(multiphysics object oriented simulation environment,MOOSE)平台,开发了稳态、瞬态中子扩散程序Nurus_diffusion。采用2维平板BSS3基准题、2维/3维IAEA基准题验证了程序求解特征值k_(eff)的功能;采用3维LMW基准题、2维TWIGL基准题验证了程序的瞬态求解功能。此外,在2维平板BSS3基准题中,还分析了网格规模的敏感性问题,在2维TWIGL基准题中分析了定步长与自适应步长对计算效率的影响。结果表明:Nurus_diffusion程序求解特征值k_(eff)的偏差仅为2.8×10^(-5)(BSS3)、4×10^(-4)(IAEA),LMW基准题、TWIGL基准题的瞬态相对功率最大偏差约为1.7%,结果与参考解符合较好;用稀疏网格计算时结果偏差较大,但随着网格量增加,计算精度迅速提高;采用自适应步长可在保证计算精度的基础上有效提高计算效率,但需要选择合适的步长权重因子。

CaF_(2):Mn(TLD-400)热压片的高剂量响应特性

利用^(60)Coγ辐照装置研究了CaF_(2):Mn(TLD-400)热压片在高剂量水平的热释光响应性能,获得了CaF_(2):Mn热压片高剂量响应新曲线。研究结果表明:发光曲线由一个复合峰构成,复合峰形状与辐照剂量密切相关;采用动态布点和慢加热速率获得了1~3500 Gy范围高精度剂量响应曲线,由γ响应灵敏度相差近5倍的两段线性区域(1~500 Gy、500~2200 Gy)和一段饱和区域(2200~3500 Gy)构成,响应饱和前未出现亚线性或超线性响应区域,此响应特点未见相关报道;饱和剂量阈值为2200 Gy,小于厂商标称测量上限2600 Gy;CaF_(2):Mn热压片受到饱和剂量辐照后发光强度下降3%~9%,高温退火无法恢复其性能,表明γ辐照损伤已出现,损伤剂量阈值约3000 Gy。本文研究结果为γ总剂量效应模拟实验中电子器件辐射剂量测量提供了重要参考。

反应堆孔道屏蔽计算的蒙特卡罗方法

建立临界源方向偏倚和指数变换相结合的耦合抽样方法 ,用于反应堆孔道的屏蔽计算 .提出了算例问题的最佳源方向偏倚参数 p1和指数变换参数 p2 ,得到的耦合抽样方法更能有效降低计算结果的方差 .校算了中国核动力院脉冲堆的切向孔道 ,其中耦合抽样方法的计算结果更接近于实验测量值 .

低浓化医院中子照射器(IHNI-1)堆芯的物理方案设计

采用蒙特卡罗程序MCNP/4B模拟计算了功率为30 kW的低浓化医院中子照射器的堆芯物理参数,设计了合理的堆芯布置方案、235U富集度、控制棒价值、后备反应性和停堆深度,得到固有安全性较高、寿期达10年且无需换料、采用低浓化UO2燃料的医院中子照射器的堆芯物理设计方案,为后续反应堆工程设计以及硼中子俘获治疗肿瘤用中子束的设计提供理论依据。

氢化锆中氢的散射律和散射矩阵研究

从氢化锆晶体散射律的角度出发，研究了氢化锆晶体散射的特殊机理。根据氢化锆晶体散射的声学模型（ＤＥＢＹＥ谱）和光学模型（ＧＡＵＳＳ谱）给出的频谱分布，用国际通用程序ＧＡＳＫＥＴ计算了氢化锆中氢的散射律。编制了ＳＭＰ程序，计算了氢化锆中氢的散射矩阵，将它并入ＷＩＭＳ－Ｄ／４程序的６９群截面库，形成了用于铀氢锆堆计算的ＷＩＭＳ－ＮＩＮＴ库。应用国际上通用的ＷＩＭＳ－Ｄ／４程序计算了铀氢锆堆燃料栅元能谱。

超热中子束慢化材料的特性分析

用一维离散坐标程序 ANISN计算了多种元素的三群群截面，筛选出可用于组成超热中子束慢化材料的 11种元素；分析了上述 11种元素所构成的单质、化合物和混合物的慢化特性，从中优选出可实现超热中子束的三种慢化材料。

零功率微堆的蒙特卡罗数值模拟计算

本文用蒙特卡罗程序MCNP/4B计算了中国原子能科学研究院零功率微堆的堆芯物理参数、铍反射层价值和中子实验孔道的部件反应性价值等数值,并与实验测量值比对。结果表明,两者符合一致,验证了理论计算模型的可靠性。

西安脉冲堆超热中子束的理论设计

建立超热中子束孔道筛选的三维扩散模型，并用蒙特卡罗程序 MCNP/4B验证了热柱孔道是实现超热中子束的最佳孔道，还建立了硼中子俘获治疗 (BNCT)所需超热中子束的理论设计方法，对超热中子束过滤材料的特性进行了分析，提出了将西安脉冲堆热柱孔道改造成超热中子束孔道的 3种材料组合方案。

西安脉冲堆~3He快中子夹心谱仪的方案设计

本文介绍了3He快中子夹心谱仪的气体填充、探测器、三通道数字符合和数据分析处理系统,描述了探测器系统的理论分析及实验标定方法,提出了谱仪符合本底计数的来源,给出了扣除几种符合本底的理论和实验方法,研究结果表明本工作可指导3He快中子夹心谱仪的深入研究。

硼中子俘获治疗脑胶质瘤超热中子束的品质参数研究

目的研究硼中子俘获治疗肿瘤所需超热中子束的品质参数,得到无损治疗脑胶质瘤的较佳能量中子束。方法建立人体头颅等效模型内中子、γ的通量和剂量计算模型,分析西安脉冲堆超热中子源在人体头颅等效模型内所产生的剂量成分,采用蒙特卡罗程序(MCNP/4B)模拟计算单能理想中子束和脉冲堆超热中子束的优化深度、优化深度剂量率、优化比等品质参数。结果束孔直径为20cm、平均能量为11.5815keV的西安脉冲堆超热中子源的相对生物等效因子(RBE)优化深度为9.78cm、RBE优化比大于3.5。结论在不进行外科手术情况下,理论设计的西安脉冲堆超热中子源是治疗脑胶质瘤的较佳能量中子束。

脉冲堆快中子实验装置设计

本文利用蒙特卡罗方法和离散坐标法设计了满足器件辐照效应研究的脉冲堆快中子实验装置。采用SAND-II多箔活化法和热释光剂量片法对装置参数进行了测试分析,验证了装置设计参数与实验测量值符合一致。

铀氢锆堆中子源辐照含硼C6胶质瘤细胞的生物学效应研究

利用蒙卡程序MCNP/4B(Monte Carlo N-particle transportcode/4B)设计了C6细胞辐照实验的铀氢锆堆中子源。建立了细胞培养、孵育、L-BPA(L-boron phenylalanine)给药、细胞内宏观硼浓度测定及辐照实验方法,观察了BNCT(Boron neutron capture therapy)辐照实验对体外C6胶质瘤细胞的放射生物学效应,研究了C6细胞BNCT辐照效应与照射剂量之间的关系。试验结果表明,在同等吸收剂量下,BNCT对C6细胞的杀伤作用远远大于γ射线。

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 .提出了两端几何边界源转换模型 .将上述方法用于TRIGAMARKII堆径向孔道的屏蔽计算 .计算结果表明 ,堆芯几何采用S10半对称求积基、孔道几何采用二阶S10偏向求积基的计算值接近于实验值 ,且与蒙卡程序MCNP/ 4B的计算值基本一致 .

用于核素在线瞬发伽马数据测量的热中子源设计

基于MCNP程序建立了西安脉冲堆热中子源设计的蒙特卡罗深穿透耦合屏蔽计算方法;采用MCNP临界源模型计算了热柱方腔前表面的中子、伽马平面源的参数,并与实验值进行了对比,给出了平面源的修正系数;基于中子、伽马等效平面源,采用新型硼铝复合材料以及铅、铋等材料,优化设计了热中子束流滤束装置,给出了热中子束流滤束装置的升级改造方案,得到热中子通量密度较原设计方案提高3倍、中子伽马通量密度比值大于10的平行热中子束,且束流外侧区域的中子、伽马本底剂量率接近0.025 mSv/h的辐射防护标准。

医院中子照射器Ⅰ型堆超热中子束流孔道的优化设计

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。

放射源辐射场蒙特卡罗模拟计算

选取Pu-238为放射源,采用简化的级联衰变链对其进行源项分析,得到放射源各衰变子体原子数及放射性活度的变化曲线,在此基础上,采用MCNP程序,对放射源进行了精确建模,对放射源辐射场及其有效屏蔽问题进行了模拟计算,得到放射源周围中子、γ能谱及辐射场分布,辐射场计算值与参考实验剂量吻合较好,屏蔽体的采用可有效降低放射源的辐射剂量,其中,γ剂量降低为裸源的0.1%左右,中子剂量降低为裸源的13%～17%。

西安脉冲反应堆超设计基准事故动态特性分析

为填补以往西安脉冲反应堆(脉冲堆)超设计基准事故研究的不足,利用RELAP5/SCDAP/MOD3.4程序对脉冲堆系统进行了建模计算,给出了脉冲堆在断电ATWS事故和大破口失水ATWS事故下的瞬态响应特性。计算结果表明:发生断电ATWS事故后,在无人为干涉情况下,反应堆部分燃料可能熔毁;发生大破口失水ATWS事故后,破口位置和尺寸对事故后果的严重程度有重要影响,破口位置在堆池底部时,燃料最高温度低于1 800℃,而破口位置高于堆芯下栅板时,将导致燃料元件熔毁。根据脉冲堆在超设计基准事故下的动态响应,针对两种事故工况分别提出了相应的缓解措施。

西安脉冲堆大空间中子辐照实验平台辐射场参数测量

西安脉冲堆于2010年建成了大空间中子辐照实验平台。本文介绍了该实验平台辐射场设计参数、辐射场测量方法和实测结果。采用蒙特卡罗方法计算了实验平台内中子初始谱。利用多箔活化法测量了中子能谱,解谱方法采用遗传算法,并与SAND-Ⅱ解谱方法进行了对比,对比结果较为一致,证明了遗传算法解谱的有效性。应用热释光剂量计测量了γ射线吸收剂量率。测量结果表明,该实验平台辐射场参数符合设计要求。