基于蒙特卡罗方法的TMSR-LF1功能孔道合金套管的辐照损伤模拟与分析

2 MW液态燃料钍基熔盐实验堆(thorium molten salt reactor-liquid fuel, TMSR-LF1)功能孔道中用于隔离燃料盐的合金套管有7根位于堆中央石墨构件内,受到中子辐照强,辐照损伤大。针对该问题,基于NJOY-2016加工的多群原子离位截面,采用蒙特卡罗程序MCNP对TMSR-LF1中央石墨构件中的合金套管的中子辐照损伤进行了研究,分析了石墨构件中栅元和中心孔道套管的中子注量率分布特点,并根据结果进行了能反应中子辐照损伤量的原子离位数率RDPA和嬗变He产生率的详细计算。计算结果表明,TMSR-LF1堆芯功能套管中RDPA最大值在中心套管的中心平面处,225°方向,为3.0×10^(-9)s^(-1),嬗变He产生率最大值同样发生在中心套管,为2.43×10^(-7)appm·s^(-1)(1 appm=1×10^(6))。研究结论对TMSR-LF1设计和堆芯优化具有重要的实际意义。

核反应总截面和奇异结构研究

本文总结了晕和皮等奇异核子结构研究的现状 ,介绍了发现晕和皮现象的实验证据。然后集中介绍了利用奇异核反应总截面的实验测量和理论模型 ,从中提取奇异核物质半径、核内核子分布以及介质中的核子 核子碰撞截面等重要信息 ,我们将特别强调通过实验测量和理论模型之间的联系来研究奇异结构性质。

基于同步辐射加速器的康普顿背散射γ光源性质及其应用研究

本文介绍了利用康普顿背散射 (BCS)产生γ射线的原理 ,并以SSRF储存环电子运行参数为例 ,给出了利用BCS方法产生MeV量级γ射线束的计算结果 ,预期该光子束具有高强度、高极化度、单色性、方向性好等优点。同时对国际上已运行和拟建的高能和低能γ束线站的装置和性能作了简要介绍 ,并分别探讨了高能和低能准单色极化γ射线在核物理和核天体物理研究中广泛的应用前景。文中对基于正对以及离轴几何条件下 ,采用直线加速器加速的电子同短脉冲强激光发生Compton/Thomson散射的激光同步辐射源作了初步探讨 ,这一方法为我们构建超短脉冲的高亮度、准单色、可调谐的X γ射线源开辟了一条新途径。

一个奇异核反应总截面的探测系统及其应用

评述了现有的奇异核反应总截面测量方法，介绍了一套简单可行的测量中能区奇异核反应总截面的探测装置，并对实验的能量刻度、粒子鉴别以及实验结果进行了阐述和讨论．

钍铀燃料循环专用核数据库CENDL-TMSR-V1的基准检验

中国科学院上海应用物理研究所委托中国核数据中心研制了钍铀燃料循环专用核数据库CENDL-TMSR-V1,用于钍基熔盐实验堆的临界计算及屏蔽设计。为验证该数据库的可靠性,根据钍基熔盐实验堆的特点,从国际核临界安全手册中挑选了一系列基准实验装置进行基准检验。检验结果表明,绝大部分基准装置的k eff计算结果与实验数据的相对误差在0.5%以内,证明CENDL-TMSR-V1具有较好的可靠性和适用性,可用于钍基熔盐实验堆的物理设计。

基于SCALE的熔盐堆添料与后处理系统分析程序开发及验证

在线添料及在线去除中子毒物是熔盐堆区别于其他固体燃料反应堆的主要特征之一,能够实现较高的燃耗深度和燃料利用率。然而,现有的反应堆物理计算分析软件SCALE不能直接模拟熔盐堆的燃耗计算。因此,本文耦合SCALE中的截面处理模块、临界计算模块以及燃耗计算模块,开发了一套适用于多流体熔盐堆的添料与后处理系统分析程序MSR-RRS,实现熔盐堆的在线添料、裂变产物在线处理或离线批次处理等模拟功能。基于MSR-RRS对现有的单流熔盐增殖堆和双流熔盐快堆的燃耗性能进行了验证。结果表明,MSR-RRS计算结果与基准模型结果符合较好。MSR-RRS适用于多种堆型、多种燃料循环运行模式。

上海激光电子γ源

激光具有高强度、高极化度等优异的性能。用激光束轰击高能电子束就可以产生高强度、高极化度的γ射线束。上海激光电子γ源就是上海同步辐射装置上的这样一条束线站。预计可以获得能量范围为1—22MeV的准单色、高强度(109—1011s-1)和高极化度(线极化或圆极化)的γ射线束。介绍了这条束线站目前的进展情况。

MCNP温度相关热中子散射数据库研制

基于ENDF/B-Ⅶ中子库,完成了针对熔盐堆的慢化剂热中子散射库thermal库的制作。温度点选取为熔盐堆特征温度。针对加工的ACE格式热中子散射库进行了热散射截面分析,并通过了基准题的积分检验,同时还与MCNP自带热中子散射库tmccs做了对比,偏差在合理范围内,证明得到的热散射库可以用作熔盐堆设计。

建立激光同步辐射源的初步探讨

进行了基于正对以及离轴几何条件下 ,电子与激光束间Compton /Thomson散射的激光同步辐射源的初步探讨。运用现有的直线加速器技术以及高功率、高重复频率激光器技术可以为构建超短脉冲的高亮度、准单色。

钍增殖熔盐堆不同燃耗核数据不确定度分析

本文利用开发的耦合模块,将SCALE程序中的TRITON和TSUNAMI-3D模块相结合,针对1GWth钍增殖熔盐堆开展不同燃耗时期核数据引起的k_(eff)不确定度分析。结果表明:随着燃耗的增加,核数据引起的keff不确定度由0.49%增大到0.55%。初始时刻对k_(eff)不确定度影响最大的反应截面是232 Th(n,γ)(约0.35%),其次是233 U(n,f)和7 Li(n,γ)。随着燃耗的增加,^(135)Xe(n,γ)、^(143)Nd(n,γ)对k_(eff)不确定度的影响逐渐显著。各反应灵敏度系数分析表明,^(232)Th(n,γ)、^(233)U(n,f)和~7Li(n,γ)截面数据对k_(eff)不确定度影响较大,需重点改进。上述关键反应在0.02~0.5eV敏感性较强,需重点关注。

液态熔盐堆运行安全特性初步研究

液态燃料反应堆与固态燃料反应堆相比,原理上有较大不同。液态熔盐堆中由于燃料流动带走缓发中子先驱核在堆外衰变导致堆芯反应性降低,且裂变产物在堆外回路中衰变也会引起一回路发热。本文使用熔盐堆中子动力学程序Cinsf1D探讨2 MW熔盐堆的临界动力学特性和安全特性,研究零功率临界下不同熔盐流速启泵和停泵导致的缓发中子先驱核流失所需改变的控制棒棒位。同时还计算了2 MW恒定功率情况下稳态运行及降低流速时一回路温度分布,并模拟了2 MW额定功率下停泵事件。停泵后由于缓发中子损失减少反应堆功率先缓慢增加,然后迅速降低到接近余热水平。停泵后堆芯温度缓慢增加后稳定在安全值以内,说明熔盐堆具有本征安全性。

熔盐实验堆中燃料核素的灵敏度系数计算分析

以熔盐实验堆为模型,采用MCNP5和SCALE5.1中的TSUNAMI-3D-K5对燃料核素的灵敏度系数进行计算与分析。结果表明,灵敏度系数与核素在MSRE中的含量、位置和核素的中子反应截面有关,得到灵敏度系数最大的核素235 U的宏观裂变截面和宏观俘获截面的灵敏度系数分别为0.267和0.110。MCNP5和TSUNAMI-3D-K5计算不同能区下232 Th宏观总截面和俘获截面的灵敏度系数曲线一致,曲线在0.1eV附近有一小峰,振荡区域同截面共振区范围相同。

熔盐实验堆MSRE堆芯罐和反应堆容器辐照损伤计算与分析

本文采用蒙特卡罗程序MCNP5对熔盐实验堆MSRE的堆芯罐和反应堆容器的中子辐照损伤量——原子离位数率(DPA rate)进行计算与分析。确定了堆芯罐和反应堆容器上的中子注量率分布,对其中中子注量率最大的区域进行详细的原子离位数率计算。计算显示堆芯罐和反应堆容器最大的原子离位数率均发生在内表面、堆中心平面处、θ角度在22°～34°之间的区域,最大原子离位数率可达3.90×10-9 s-1,且快中子对原子离位数率贡献要大于热中子。研究结论对新概念熔盐堆设计和参数选择具有重要的实际意义。

石墨慢化通道式熔盐堆的稳态热工水力计算模型

针对石墨慢化通道式熔盐堆的堆芯结构,基于COMSOL Multiphysics程序和MATLAB程序建立了堆芯稳态热工水力学计算模型。该模型对堆芯内固体区域的温度分布采用三维热传导方程进行模拟,对通道内熔盐温度采用一维单相流体模型进行计算。固体区域与熔盐通过熔盐通道壁面的对流换热边界建立热耦合。该模型基于平行通道压力损失相等的原则,分配堆芯内各熔盐通道的流量。通过对比RELAP5程序的计算结果,验证了模型对温度和流量分配计算的正确性。针对2 MWt液态燃料熔盐堆的一种概念设计,分析了堆芯内三维温度分布和通道间流量分配。该模型可精确计算通道式熔盐堆堆芯内稳态温度分布和流量分配,对堆芯的热工水力学设计具有重要意义。

利用SLEGS开展夸克和胶子层次上的核物理研究

通过对国际上中能核物理的发展,特别是前沿领域中的现状的回顾,阐述了利用在上海原子核所计划建造的第三代同步辐射加速器(SSRF)上建立新一代的激光 电子康普顿背散射γ射线源(SLEGS)从事夸克和胶子层次上的中能核物理研究的科学目标及研究内容.

熔盐堆钍铀、铀钚燃料循环核数据不确定度分析

反应堆物理设计不确定度是第4代核能系统的QMU(quantification of margins and uncertainties)有效性认证所必须的参数之一,核数据不确定度是其重要来源。基于自主开发的耦合程序BUND(burnup uncertainty of nuclear data),将SCALE程序TRITON和TSUNAMI-3D模块耦合,完成了熔盐堆钍铀燃料循环、铀钚燃料循环核数据引起的有效增殖因数keff不确定度分析,并与ENDF/B-Ⅶ.1协方差数据库计算结果进行了对比。结果显示:初始时刻,两种燃料循环模式下,核数据导致的keff不确定度分别为0.490%和0.582%。随燃耗的增加,核数据引起的keff不确定度增加。寿期末,两种燃料循环模式下,对keff不确定度影响显著增加的反应道分别为239Pu(nubar)、(n,f)、(n,γ)、105 Rh(n,γ)、135 Xe(n,γ)和234 U(n,γ)、143 Nd(n,γ)、131,135 Xe(n,γ)等。

基于白光中子源的核石墨硼当量测量

核材料中热中子吸收截面高的杂质会引起堆芯反应性的变化,一般用硼当量表示这些杂质对热中子的吸收,硼当量是衡量核材料纯度的重要指标之一。热中子宏观吸收截面法是硼当量测量的方法之一,测量时采用同位素中子源则精度低,而白光中子源产生的中子强度高、方向性好,且可慢化为热谱,能有效提高硼当量测量精度。本文基于15 MeV电子加速器驱动的白光中子源开展核石墨硼当量测量的研究,利用蒙特卡罗模拟并优化实验方案,对实验数据进行检验与修正,建立核石墨硼当量测量定量分析方法。该方法能快速、准确检测核材料的硼当量,对反应堆的物理设计、安全性评估等具有重要意义。

康普顿背散射技术对贮存环电子束诊断及其应用 I电子束能量的精确测量及光学标准实验站

简单叙述了采用康普顿背散射技术精确测量电子束能量的技术,并指出建立辐射标准实验站对精确电子束能量测量的需求.

轻水堆乏燃料和钍燃料在ACR-700利用的探索

轻水堆乏燃料和钍燃料的利用是解决乏燃料后处理问题和核燃料短缺的有效途径之一。本工作以ACR-700标准燃料为参考,研究了4种不同混合比例的轻水堆乏燃料及钍燃料在ACR-700中的k∞和燃耗。研究结果表明,将裂变产物分离后,轻水堆乏燃料的重锕系核素在ACR-700中可作为一很好的燃料;只要加入足够的启动燃料,钍燃料也可作为很好的转换燃料,使反应堆内生成233 U的速率大于易裂变燃料的消耗速率,233 U的生成对反应堆运行后期维持临界起重要作用。

镜像核^(13)N-^(13)C和^(15)N-^(15)O中的激发态晕或皮(英文)

用非线性相对论平均场对两对镜像核13N 13C和15N 15O进行了研究. 发现无论在基态还是激发态, 用两套参数所得的结合能都跟实验值很接近. 计算结果显示13N的第一激发态 (2s1 /2 )和第三激发态(1d5 /2 )各存在一个非束缚的质子晕, 而13C的第三激发态 (1d5 /2 )存在一个弱束缚的中子皮. 另外研究表明, 在另一对镜像核15N 15O的第二激发态 (2s1 /2 )和第一激发态 (2s1 /2 )分别存在一个中子晕和质子皮.