中子物理实验装置辐射安全联锁系统

中子物理实验装置是一台用于钍铀燃料循环系统中子截面测量的加速器装置,在运行时不可避免地产生电离辐射,为了避免人员误入高辐射区受到辐射危害,建立了基于冗余控制技术的辐射安全联锁系统。系统根据人员进出的控制模型,以高可靠性的硬冗余可编程逻辑控制器(PLC)为核心,开发了逻辑控制程序,实现了对联锁设备的控制。经现场测试,辐射安全联锁系统运行稳定、可靠,保护了人员的辐射安全,满足了系统的设计要求。

聚变-裂变混合堆水冷包层中子物理性能研究

研究直接应用国际热核聚变实验堆(ITER)规模的聚变堆作为中子驱动源,采用天然铀为初装核燃料,并采用现有压水堆核电厂成熟的轻水慢化和冷却技术,设计聚变-裂变混合堆裂变及产氚包层的技术可行性。应用MCNP与Origen2相耦合的程序进行计算分析,研究不同核燃料对包层有效增殖系数、氚增殖比、能量放大系数和外中子源效率等中子物理性能的影响。计算分析结果显示,现有核电厂广泛使用的UO2核燃料以及下一代裂变堆推荐采用的UC、UN和U90Zr10等高性能陶瓷及合金核燃料作为水冷包层的核燃料,都能满足以产能发电为设计目标的新型聚变-裂变混合堆能量放大倍数的设计要求,但只有UC和U90Zr10燃料同时满足聚变燃料氚的生产与消耗自持的要求。研究结果对进一步研发满足未来核能可持续发展的新型聚变-裂变混合堆技术具有潜在参考价值。

基于北京大学4.5MV静电加速器的中子物理研究进展

本文综述了北京大学在中子物理方面依托4.5 MV静电加速器进行的有关实验与理论的研究工作,并提出了今后工作的设想。

反应堆冷中子源中子物理学计算

用MCNP软件计算反应堆冷中子源，慢化剂室内平均中子注量率为6．69×10^13／cm^-2·s^-1，波长为0．411113和0．6nm的冷中子增益因子-16和32。冷源慢化剂中正仲氢比例对输出的冷中子能谱有较大影响，而在3K范围内慢化剂温度变化对冷中子能谱的影响很小。计算结果表明，冷中子源性能达到基本设计要求。

中子物理的若干进展

本文从中子的基本性质与守恒定律和中子与原子核的相互作用两个方面对中子物理的进展作了评述。列举了中子衰变弱相互作用常数和中子电偶极矩的最近测量结果。阐述了慢中子和原子核相互作用中P破坏的机制和可能存在的T破坏问题。着重介绍了快中子光学势的费密异常研究的进展,慢中子(n,2γ)和(n,γα)反应研究原子核的高激发态,特别是复合核态→复合核态跃迁的成就.

《中子物理》教学改革与实践

通过对《中子物理》教学内容、教学方式和考核形式等方面的改革与实践,解决目前《中子物理》课程教学中遇到的问题,促使学生们掌握《中子物理》课程的重点内容,学会解决问题的基本方法,提高教学质量。

FCM燃料应用于商业压水堆的中子物理分析

全陶瓷微胶囊封装燃料(Fully Ceramic Microencapsulated Fuel,FCM燃料)将TRISO燃料颗粒弥散于SiC基体中,具有良好的包容裂变产物能力,固有安全性好,是耐事故燃料的主要研究方向之一。相比于传统的UO2陶瓷芯块燃料,FCM燃料装料减少,影响堆芯功率和/或循环长度;基体采用SiC,慢化能力提高,能谱变软,FCM燃料直接应用于现有大型商业压水堆组件栅格,寿期初慢化剂温度系数可能为正,失去固有安全性。本文从燃料富集度和栅格慢化角度,分析FCM燃料直接应用于大型商业压水堆的可行性,分析两种FCM燃料TRISO颗粒核芯:高温气冷堆中应用成熟的UO2核芯和提高了核芯尺寸的UN核芯。研究表明:在防核扩散的限制下,技术相对成熟的UO2核芯FCM燃料仅能应用于小型堆芯的设计,且需重新设计燃料组件栅格;提高装量的UN核芯FCM燃料可直接装载现有商业压水堆,实现与其基本相当的堆芯功率和循环长度,但对燃料富集度和燃料设计及制造工艺提出较高要求。

VVER-1000反应堆控制棒延寿中子物理学论证分析

田湾VVER-1000反应堆控制棒的初始设计寿命为10年。通过开展必要的论证工作,将控制棒的使用寿命延长至15年,可以在很大程度上降低控制棒的采购成本和提高经济性。本文从中子物理学的角度对控制棒延寿至15年的可行性进行了分析评价。分别从控制棒的钛酸镝吸收体中子注量、碳化硼吸收体的10B燃耗份额、下部端塞快中子注量以及控制棒组的反应性价值变化这四个方面,进行了详细的计算分析。结果表明,田湾VVER-1000反应堆控制棒组件在反应堆上使用15年后,中子物理特性仍然满足其初始设计的相关技术要求。

棱柱式高温气冷空间核反应堆初步方案设计与中子物理分析

空间核反应堆电源将核裂变能转换为电能,与太阳能、化学燃料电池等其他形式的电源相比,具有电功率大、系统比功率高、使用寿命长等优点,在太空探索中具有广阔的应用前景。以高温气冷堆技术为基础,提出了以氦氙混合气体作冷却剂,直接布雷顿循环的空间核反应堆电源方案。核反应堆是采用包覆颗粒燃料的小型棱柱式高温气冷堆,热功率为5 MW。采用蒙特卡罗方法进行了中子物理分析。结果表明,设计的反应堆满足10a以上的满功率运行寿期,具有负的反应性温度系数。通过布置B4C安全棒,使反应堆在发射失败引起的堆芯进水事故中能保证次临界。

CSNS退耦合液氢慢化器中子物理-热工耦合模拟

本文分析了中国散裂中子源(CSNS)退耦合窄化液氢慢化器(Decoupled Posioned Hydrogen Moderator,DPHM)热沉积分布,对慢化工质、窄化片和容器进行了流固共轭传热三维数值分析。针对DPHM热源的不规则分布,提出了适合DPHM的中子物理-热工热源耦合方法,考察了不同流量对慢化器的慢化工质-液氢的平均温度的影响。计算结果表明:中子物理-热工耦合方法能更真实地在热分析计算中反映CSNS的热源分布,液氢的温度随流量增加呈现非线性降低,在选定流量下液氢的温度分布符合中子物理要求。本文的分析结果为中子物理、慢化器结构以及低温系统的设计和优化提供理论依据。

快中子物理研究和核数据工作现状及发展趋向

本文着重从学术上介绍了去年九月在北京召开的快中子物理会议,也简要介绍了去年五月在于里希(J(?) Jich)召开的核数据会议的情况.于里希会议是国际核数据系列会议,报告很多.本文仅对一些新的动向和倾向性方面提出一些看法.

中子物理研究及应用

文章介绍了中子物理研究的发展历程,简述了中子输运方程及其近似解法,阐明了动态系统中子物理研究的特殊性,然后概述了中国核参数和中子输运研究的发展和近况,并讨论了中子物理中有待深入的研究课题.

于敏回忆“中子物理研究小组”

20世纪60年代初是我国集中力量突破原子弹的关键时期。当时的二机部部长刘杰、副部长钱三强认为,氢弹比原子弹在科学技术上要复杂得多,突破原子弹以后,氢弹要快上,就要早做准备,早做预先研究。但是,当时研制核武器的大本营二机部研究院,正在全力以赴地突破原子弹。

在特定实验条件下的散射中子本底研究

研究了 d- T中子源与探测器距离较近时 ,扣除实验大厅散射中子本底的方法。实验上采用屏蔽法 ,用了铀裂变电离室。用 MCNP/ 4 A程序和 FENDL2库数据计算了实验大厅散射中子本底曲线。采用实验和计算相结合的方法扣除了在特定实验条件下的散射中子本底 。

蒙特卡罗方法在中子能谱研究中的应用

针对快中子能谱实验测量数据的修正 ,开发了FAMS MC蒙特卡罗计算程序 ,对 5 9、6 4和1 4 1MeV中子在Be核上产生的次级中子双微分截面的实验结果进行了修正计算 ,并与用MCNP蒙特卡罗程序修正的结果进行了比较。用FAMS MC程序进行中子能谱实验测量数据修正得到满意结果。

中子俘获瞬发γ活化分析数据库

简要地介绍了热中子俘获瞬发γ射线数据的测量、评价、检验及其中子俘获瞬发γ射线活化分析数据库的研制、结构和基本数据内容等.

熔盐快堆缓发中子先驱核湍流输运效应

针对熔盐快堆中子物理与水力强耦合的特点,使用开发的熔盐堆三维多物理耦合程序TMSR3D,分析了稳态情况下锕系元素再循环嬗变熔盐堆(MOSART)缓发中子先驱核守恒方程中湍流扩散项对熔盐快堆堆芯物理参数的影响。结果表明:在稳态情况下,湍流扩散项对堆芯有效增殖因数影响很小,对堆芯快中子和热中子通量密度的影响也很小,但湍流扩散项对堆芯缓发中子先驱核分布的影响大,且影响程度与具体的湍流运动黏度分布、湍流施密特数和不同的缓发中子先驱核群相关。

中子扩散方程三棱柱节块解析基函数展开方法的应用

将中子通量密度在三棱柱节块内用一组完全满足中子扩散方程的解析基函数近似展开,节块之间采用面偏流零次矩阵和一次矩阵进行耦合,从而获得了中子扩散方程的解析基函数展开方法。基于此方法,研制了TABFEN程序,并将此程序应用到复杂几何中子扩散方程的求解当中。另外,中子共轭方程是表征中子价值守恒的方程,通过数值推导,可以将共轭中子扩散方程写成形如中子扩散方程的矩阵形式,进而可以通过解析基函数展开方法求解,在求解的过程中,采用从低能群到高能群的扫描方式以提高计算效率。为了验证该方法的可行性,选取了一系列问题进行测试,并将计算结果和细网差分程序CITATION及参考解对比,结果表明,该方法计算精度较高,切实可行。

中子土壤水份仪使用安全与人体效应

中子土壤水份仪使用安全与人体效应闫敬泽陈尚德（兰州干旱气象研究所７３００２０）引言中子土壤水份仪，是用来测试农田田间含水量及其变化的一种仪器。该仪器使用方便可靠，不用取样，不破坏土壤结构，不受水份物理状态影响，在一两分钟内就能测得土壤含水量的一组数据...