基于7Li(p,γ)8Be共振核反应伽马源的光核嬗变实验原理验证研究

光核嬗变可作为长寿命核废料嬗变的一种补充手段.随着强流质子加速器技术的发展,共振核反应γ源的流强可达到较高强度.7Li(p,γ)8Be共振核反应产生的148MeV与176MeV伽马射线恰好位于巨共振区内,是研究光核嬗变的较好选择.本工作基于中国原子能科学研究院2×17MV串列加速器,利用7Li(p,γ)8Be共振核反应产生的高能伽马射线对197Au进行了光核嬗变实验研究.在质子流强081μA的条件下,当金靶厚度为2mm时,反推得到4π方向上的总嬗变率为(58683±2298)s-1.该实验结果为将来利用共振核反应伽马源进行光核嬗变实验研究奠定了技术基础.

新型核反应堆用氢化钇慢化材料关键性能概述

由于各种功能灵活、安全高效的多用途反应堆技术的快速推进,以高温高压水为中子慢化材料的传统方案已不能满足新型反应堆对高温和结构紧凑的设计要求。金属氢化物,尤其是氢化锆和氢化钇,具有适用温度更高、体积更小、使堆芯布置更灵活等优点。同时金属氢化物与纯水和液态氢气相比具有同等甚至更高的氢原子浓度,其慢化性能更优越。因此,成为高温慢化材料的重点研发对象。本文概述了氢化钇的关键性能,同时与氢化锆进行了简要对比。相比氢化锆,氢化钇具有高温稳定性好、导热性高、热膨胀率不存在相变和适用的温度更高的优点,可满足高温的堆芯设计要求,在新型紧凑型反应堆技术中表现出较大的应用潜力。

百千瓦级空间核反应堆屏蔽优化研究

屏蔽体尺寸和重量对空间核反应堆和核动力航天器性能有着重要影响,因而屏蔽设计优化是空间核动力系统设计的关键。本文以JIMO项目反应堆为对象,在铍-碳化硼-钨-氢化锂分层组合屏蔽方案的基础上,考虑到辐照剂量的径向分布,采用蒙特卡罗方法计算了负载处辐照剂量和氢化锂中子剂量,分析了屏蔽设计原理,并提出了分步优化方法以实现屏蔽优化。根据结果分析,调整了铍和碳化硼的厚度比例、钨半径及布置位置,获得了优化的屏蔽方案,在满足屏蔽要求的基础上质量减少了98.41 kg。提出的屏蔽方案及设计流程可为空间核电源屏蔽设计优化提供参考。

非稳态流动下浮动核反应堆管内热工水力特性数值研究

受海洋条件影响,浮动核反应堆(FNR)回路冷却剂会发生周期性流量波动现象,影响系统热工水力特性。通过理论推导和数值模拟相结合的方式,研究了脉动流条件下管内速度与温度分布特性,并对比了不同数值模拟边界条件对脉动流条件下圆管内速度和温度分布的影响。结果表明:高频脉动流条件下,管内层流在壁面附近会出现回流现象,并且壁面效应会随着脉动频率的增大而增大,使用脉动速度入口和压力出口作为数值模拟边界条件无法预测出这一回流现象,而使用波动的压力入口和流量出口可以捕捉高频脉动流的回流现象;脉动流条件下,管内温度波动幅度随脉动频率的增大而逐渐减小;数值模拟较好地模拟脉动流条件下管内的温度,误差小于2%,为使用数值模拟方法准确预测脉动流流场与温度场提供参考。

溶剂萃取-亲核反应脱除塑料热解油中有机氯

研究了溶剂萃取-亲核反应脱氯,考察了反应溶剂类型、亲核试剂类型和用量、反应溶剂与油品质量比、油品中其他组分等因素对亲核反应脱氯效果的影响,分析了溶剂萃取-亲核反应脱氯的速控步骤,鉴定了不同氯化物的反应产物。实验结果表明,三乙二醇、二乙二醇、乙二醇、甘油均可有效萃取有机氯,对亲核试剂有较高的溶解性,可促进有机氯和亲核试剂的接触和反应,且黏度低的反应溶剂更有利于亲核反应脱氯,其中乙二醇的综合性能最好;有机氯的萃取是溶剂萃取-亲核反应脱氯的速控步骤;在研究的各种亲核试剂中,NaHS的亲核性最强,当反应温度为150℃、n(NaHS)∶n(Cl)=4、m(乙二醇)∶m(油品)=1时,真实塑料热解油脱氯率达到95.8%;伯氯代烃和仲氯代烃的反应活性显著高于氯代芳烃。

基于空间核反应堆事故工况下的仿真研究

随着我国航天事业的发展,空间核反应堆电源因其功率密度大、寿命长、环境适应性强、工作性能稳定等特点,已成为未来空间探索的理想动力能源。为了研究空间核反应堆在正常运行工况和掉落事故工况下的安全性,基于中子输运计算程序Open MC对空间核反应堆开展临界仿真研究,得到正常工况下堆芯反应性、控制鼓价值以及燃耗计算等一系列重要参数。同时模拟分析了空间核反应堆在水淹和沙埋2种事故工况下的堆芯反应性和中子能谱。结果表明,空间核反应堆在保持控制鼓功能正常的掉落事故工况下仍然有3000pcm左右的负反应性以防止反应堆达到临界状态,保证了空间核反应堆在此事故工况下的安全性,表明此堆芯的设计是安全可靠的。空间核反应堆仿真研究对我国未来空间核反应堆实际应用具有一定的指导意义。计算结果为空间核反应堆的安全分析和事故分析提供了重要的参考数据。

月面科研站核反应堆电源系统发展现状

伴随着月球科考与开发的全面展开,月面科研站的工程建设已逐渐提上日程,为月面科研站提供可靠、持续、长寿命的电力供应是先决条件。核反应堆电源系统,因适应月球各纬度地区和长昼夜交替条件,具有持续提供高功率输出、高能量密度和长寿命特点,被视为月面科研站能源系统主电源最有潜力的解决方案。本文首先总结了人类探月历史的演化,紧接着介绍了月面科研站能源系统面临的环境条件以及能源需求,然后介绍了月面核反应堆电源系统的结构和工作原理,并梳理了国内外当前各种月面科研站核反应堆电源系统的概念设计和开发阶段情况,最后对未来月面用核反应堆电源系统的发展前景进行了展望,并针对技术突破和应用需求提出了建议。

核反应堆物理计算数据同化研究进展

为了更全面深刻地认识用于核反应堆物理计算中的数据同化理论,介绍了数据同化在反应堆物理领域的两大应用方向,即最佳参数估计和物理场重构。详细分析了基于模型降阶的数据同化理论,包括模型降阶理论基础和基于本征正交分解的模型降阶;分别介绍了广义经验插值法和稳定格式本征正交分解,并给出了部分数值结果。讨论了反应堆物理领域中开展不确定度分析和量化的相关工作进展。此外,为了进一步确保数据同化结果的精度和可靠性,强调了不确定度分析的重要性并对其进行介绍。分析表明:基于模型降阶的数据同化方法具有计算效率高、精度高的优点,是核工程领域数据同化的新兴发展方向。

基于平方根容积卡尔曼滤波的核反应堆功率H_(∞)控制

核反应堆的负荷跟踪控制是核电站灵活调峰、具有应用价值的基础之一.根据反应堆中子动力学、热工水力、反应性方程等数学模型构建了反应堆的平方根容积卡尔曼滤波器(Square-root Cubature Kalman Filter,SCKF),对反应堆状态反馈问题中部分状态量无法量测或估计精度不足的问题加以解决,结合离散H_(∞)性能指标设计了基于SCKF的反应堆功率H_(∞)控制器,并与基于经典卡尔曼滤波器(Kalman Filter,KF)的反应堆功率H_(∞)控制器进行了同工况数值仿真对比.仿真结果表明,基于SCKF的功率控制器具有较好的负荷跟踪性能,能够根据期望跟踪目标调节反应堆功率水平;由于SCKF对非线性系统模型相比于KF具有更高的状态估计精度,基于SCKF的功率控制器相比基于KF的功率控制器具有更优的控制效果.

基于亲电/亲核反应描述符的气体介质绝缘强度预测

研究分子微观参数与气体介质绝缘强度的关联,可为SF_(6)替代气体筛选提供方向.本文基于密度泛函理论,采用M06-2X泛函与def2系列基组,计算了73种气体分子的亲电/亲核反应描述符,包括轨道能量参数、概念密度泛函理论的参数、不同电子概率密度等值面的静电势参数等;分析了各描述符与气体介质绝缘强度的相关性,以及描述符的独立性,最终提出了绝缘强度预测模型.最低空轨道能量、正负静电势表面积、静电势平均偏差、简缩局部亲电指数最小值与绝缘强度相关性较强,且彼此间相关性较低.预测模型在电子概率密度0.0002 a.u.时精度最优,其可决系数R^(2)为0.809,均方误差MSE为0.096.

基于弥散颗粒燃料的先进核反应堆大规模并行模拟与优化

颗粒燃料是将核燃料制成颗粒并弥散在基体中的一种新型燃料构型,广泛应用于高温气冷堆、空间堆、氟盐冷却高温堆等先进堆型中.以高温气冷堆和空间堆为例,基于开源蒙特卡罗程序OpenMC研究了适用于颗粒燃料临界计算的虚拟网格模拟加速方法,并在山河超算平台开展了超10万核心的大规模并行测试.结果表明,高温气冷堆模型的有效增殖因数计算结果与石岛湾核电站实验数据符合较好,验证了程序及模型的准确性.在性能方面,虚拟网格方法与OpenMC此前的真实网格方法相比,在存储空间和计算速度上均有明显提升,高温气冷堆虚拟网格模型的内存和耗时分别为真实网格模型的0.2%和82%;此外,由于虚拟网格方法简化了模型几何,其间接实现了更好的负载均衡,使得程序拥有了更高的并行效率.对于强可扩展性,在10752核规模的测试中,虚拟网格的并行效率为83.4%,而真实网格为63.6%;对于弱可扩展性,虚拟网格模型在131600核并行效率为83.1%,而真实网格为66.1%.

焊后热处理对核反应堆压力容器用16MND5钢组织和性能的影响

采用光学显微镜、透射电子显微镜,通过拉伸、冲击和落锤试验等方法研究了焊后热处理温度和保温时间对16MND5钢的组织和力学性能的影响。结果表明:经模拟焊后热处理后16MND5钢的室温和350℃抗拉强度和屈服强度都呈下降趋势,且下降幅度随焊后热处理温度的升高和保温时间的延长而增大;焊后热处理时间的延长导致钢的冲击性能小幅度下降,焊后热处理温度对冲击性能的影响并不明显;焊后热处理后的钢基体中弥散分布的细小第二相粒子数量减少、尺寸增大,导致钢的强度降低。

中能核反应中反应平面的确定

介绍并分析了中高能核反应过程中与反应平面相关的可观测量 ,以及确定核反应平面的各种方法 .这些方法包括裂变碎片方位角测量、类弹碎片测量、动量流球形张量、横向动量的方向性、方位角关联和Fourier谐波分析等 .

利用超低能质子^(15)N(p,α)^(12)C核反应分析金属中^(15)N含量

本工作利用实验测得的固体靶中15N (p ,α) 12 C反应的截面数据 ,对氮钼 (Mo15NX)、氮钛(Ti15NX)、钛 (Ti)、钼 (Mo)、氘化钛 (Ti2 HX)、氢化钛 (Ti1HX)、钼基钛镀层 (TiMo)等多种样品 (靶 )材料中的15N含量进行了分析。同时 ,对利用不同能量15N+注入的Ti15NX 样品中的15N含量与分布做了分析测定 ,测量值与15N的注入剂量在误差范围内相符合 ,验证了该分析方法的现实可行性。实验测得的15NX 在钛金属中的深度分布与理论模拟计算结果体现出相同的规律性 ,但数值上有一定差别。该分析方法被应用于分析一些自吸附样品中15N的含量和分布 ,取得了较好的分析结果。

脉冲电流作用下核反应堆压力容器修复延寿技术

核反应堆压力容器钢的使用年限直接决定了核电站的服役寿命。压力容器钢在中子辐照环境下长期服役会逐渐产生大量位错环和纳米团簇缺陷,导致材料脆化甚至失效,严重威胁核反应堆的安全运行。传统退火处理可使材料性能部分恢复,但需对压力容器进行整体拆卸,导致反应堆长时间停堆,造成巨大经济损失。作为一项绿色高效的技术,脉冲电流“原位”修复处理为实现核反应堆压力容器服役延寿提供了新途径。简要综述了脉冲电流修复机理、服役寿命预测方程构建以及实用案例,对未来核反应堆关键构件延寿技术的发展具有重大意义。

美核管会发布新核反应堆环境影响声明草案

【美国核管会网站2024年10月4日报道】美国核管会(NRC)近日发布新反应堆通用环境影响声明(NR GEIS)草案,以供相关方评议。NR GEIS将供许可证申请者和核管会在反应堆建设项目审批过程中使用。它采用技术中立框架,结合一组电厂和厂址参数,确定适合进行通用分析的潜在环境影响。

核反应堆压力容器底封头检测工具研制

核反应堆压力容器底封头环焊缝的役前和在役检测工作量巨大,工作环境极其恶劣,要求检测工具需具备结构简单、安装方便、稳定性好等特点。为此,文章提出了一种核反应堆压力容器底封头环焊缝超声自动检测工具,其能够按照相关检测规范要求有效地对该处焊缝进行超声检测,减少了放射性射线对人体的照射风险,提高了检测效率、检测数据的准确性及可靠性。

核反应堆压力容器底封头检测工具可靠性探讨

核反应堆压力容器底封头环焊缝关系着核反应堆压力容器安全运行,为有效避免运行过程中安全事故的发生,根据相关规范要求,必须对该类焊缝进行超声无损检测。根据检测要求设计一种核反应堆压力容器底封头环焊缝超声自动检测工具,其能够按照相关检测规范要求有效地对该处焊缝进行超声检测,本文对该检测工具传动件进行计算,对关键件进行仿真分析,验证其运动的可靠性。

确保下一代核反应堆的数字技术

所有的创新都会带来可能改变行业的潜在利益,但也会带来潜在风险。在核领域,包括小型模块堆在内的先进核反应堆正在纳入创新技术,特别是产生新颖解决方案的数字技术。人们对小型模块堆的兴趣日益浓厚。这些先进核反应堆具有有限的电功率,通常每台机组最高300兆瓦,约为传统核反应堆发电能力的三分之一。然而,在这些新反应堆中使用尖端的数字技术在核安全和核安保方面带来了新的挑战。全球有80多种处于不同发展阶段的小型模块堆设计和概念。

芬兰首次完成核反应堆退役

【芬兰国家技术研究中心网站2024年6月18日报道】芬兰近期完成了研究堆FiR1退役。这是芬兰首次完成核反应堆退役,为今后商业反应堆退役积累了经验。该研究堆热功率为250千瓦,主要用于科研和放射性同位素生产,由芬兰国家技术研究中心(VTT)运营。它1962年投运,2015年关闭,2021年获得芬兰政府颁发的退役许可证。