Pu在膨润土层中的反应性迁移模拟研究(1)——地下水-膨润土体系演化的地球化学模拟

在某区含Pu高放废物处置系统的性能评价中,需要分析水-岩相互作用下蒙脱石、孔隙度、pH值等演化过程对膨润土材料性能及Pu反应性迁移的影响,为此,本文以工程屏障系统中厚度为1 m的柯尔碱膨润土回填材料为研究对象,基于地下水入渗景象,采用TOUGHREACT模拟了地下水-膨润土体系的地球化学演化。结果表明:膨润土完全饱和约需20年;膨润土中蒙脱石的伊利石化作用很弱,而去白云石化过程(白云石溶解、方解石形成)相对明显,这使得水中Ca^(2+)浓度减小、Mg^(2+)和HCO_(3)^(-)浓度增大、pH值呈弱碱性且维持在8.1~10.3范围内;膨润土的孔隙度和渗透率变化不明显(变化量不到2%)。这些演化过程将有利于维持膨润土的膨胀性,阻滞核素向外迁移。

《原子能科学技术》征稿简则

1)文稿务求论点明确,文字简练,数据可靠。2)文题简明(20个汉字以内);中英文摘要须包括题目、作者姓名、作者单位、城市名、省名和邮政编码,并应写成叙述性文摘(含有研究目的、方法、结果和结论),英文摘要不少于400个实词且不必与中文摘要全部对应;关键词3~8个。

《原子能科学技术》征稿简则

1)文稿务求论点明确,文字简练,数据可靠。2)文题简明(20个汉字以内);中英文摘要须包括题目、作者姓名、作者单位、城市名、省名和邮政编码,并应写成叙述性文摘(含有研究目的、方法、结果和结论),英文摘要不少于400个实词且不必与中文摘要全部对应;关键词3~8个。

乏燃料棒M5锆合金包壳的透射电镜分析

压水堆燃料元件的锆合金包壳,在服役期间会经受高中子注量辐照,其微观组织将发生很大变化,从而影响其宏观性能,因此锆合金包壳的中子辐照行为研究一直是核领域的研究重点。但由于材料经中子辐照后具有较强的放射性,相关的实验必须在热室内进行,因此针对辐照后燃料包壳微观组织的研究也一直是工作的难点。本文在中国原子能科学研究院热室设施上,通过透射电镜分析手段,研究了M5锆合金包壳材料中子辐照后的微观组织。样品来源于国内商业压水堆AFA3G型乏燃料棒,其燃耗分别为14 GW·d/tU和41 GW·d/tU。从燃料棒上截取长度约10 mm的包壳样品,在热室内完成去芯块与化学清洗,获得空包壳样品,然后通过机械制样方法,制备出?3 mm薄片状包壳基体样品,最后采用电解双喷减薄方法,制备出包壳透射电镜观察分析样品。另外,为对比锆包壳辐照后的组织变化,采用同样方法制备了相同材料的冷态观察分析样品。冷态样品与辐照样品的观察分析结果表明:冷态Zr合金包壳基体组织内部存在原生的第二相粒子,基体内部整体较为干净,纳米析出相稀少,未观察到明显的位错结构;辐照后,基体内原生的第二相粒子尺寸和分布与冷态样品差异不明显,但出现了明显的纳米析出相和高密度位错组织;随着燃耗的增加,纳米析出相尺寸有增加的现象;低燃耗与高燃耗样品位错组织具有相似性,表明在14 GW·d/tU燃耗下,锆合金包壳内由辐照产生的位错组织已基本趋于饱和状态;电子选取衍射结果表明,辐照后,基体内原生的第二相粒子虽存在一些非晶组织,但仍以bcc晶体结构为主,表明在41 GW·d/tU燃耗下,第二相粒子保持了一定的辐照稳定性;另外,第二相的EDS结果表明,随着燃耗的增加,Nb元素的含量有贫化趋势;分析认为,Zr合金经中子辐照,第二相粒子中的Nb原子扩展至Zr基体内,将促进Nb元素以纳米富Nb相形式在Zr基体中析出。

核反应堆系统多维度多物理场耦合有限元分析研究

核反应堆系统庞杂且运行环境严苛,存在多物理场耦合的复杂现象。早期开发的多物理场耦合软件具有扩展性和通用性不足的缺点。因此,搭建多物理场耦合框架,针对耦合问题中的关键技术开展研究,对加快我国自主化多物理场耦合平台开发进程具有重要意义。本文介绍了西安交通大学核反应堆热工水力研究室开发的核反应堆多维度多物理场耦合有限元分析平台,主要包含热工流体计算模型的开发、燃料性能分析技术的研究以及多物理场耦合框架的建立等工作。在热工流体计算方面,开展了核反应堆系统两相流分析模型和液态金属快堆子通道分析模型研究,开发了系统分析程序NUSAC和子通道分析程序FLARE;在燃料性能分析技术方面,开展了包覆颗粒弥散燃料和板状燃料的性能分析研究,开发了针对多种燃料的燃料性能分析程序BEEs;在多物理场耦合分析方面,搭建了多物理场耦合框架,结合热工水力、中子物理和燃料性能分析程序,实现了核反应堆多物理场耦合的精细分析。本文搭建的核反应堆系统多维度多物理场耦合有限元分析平台可为核反应堆系统多维度多物理场耦合高保真数值模拟分析提供有力支持。

放射性氙高灵敏度现场快速自动化监测系统研制

放射性氙监测是禁核试核查现场视察和核设施安全监测的重要项目之一,能够快速准确地甄别违约核活动和预警识别核设施的泄漏。本文综合运用超低温动态吸附、中空纤维膜除杂和现场低本底测量等技术,研制了一套放射性氙高灵敏度现场快速自动化监测系统,用于放射性氙现场取样、分离和测量。测试结果表明,该系统在氡浓度为20 Bq/m^(3)、采样体积为2 m^(3)、分析周期不大于120 min时,氙回收率为79.9%,对^(133) Xe的最小可探测活度浓度(MDC)小于0.26 Bq/m^(3),测量结果的不确定度小于±12%。该系统具有灵敏度高、分析周期短、全流程自动化的特点,能够应用于核设施安全监测、现场视察放射性氙监测、核应急放射性气体监测等场合。

Pu在膨润土层中的反应性迁移模拟研究(2)——Pu的种态分布及反应性迁移分析

为评估柯尔碱膨润土工程屏障材料的安全性能,采用考虑渗流扩散、溶解-沉淀、表面配位吸附、放射性衰变等多过程动态耦合的反应性迁移模拟方法,综合运用TOUGHREACT等程序开展了Pu在柯尔碱膨润土层中反应迁移的数值模拟,结合地下水-膨润土体系演化模拟分析了Pu的种态分布特征,叠加表面配位模型预测分析了Pu的长期迁移规律。结果表明:地下水中Pu主要以难迁移的Pu(OH)_(4)(aq)形式存在;由于膨润土的低渗透性和强吸附性,正常情景下Pu的扩散范围很小而将长期滞留于1 m厚膨润土中;在忽略强吸附阻滞作用的保守情景下,Pu在渗流作用下可扩散迁移出膨润土层;考虑到长时间尺度下不可避免存在的不确定性,建议重视渗流扩散为主导的其他过程和情景研究。

基于级联碰撞缺陷数据库的源项对辐照微结构演化影响团簇动力学模拟研究

团簇动力学(CD)方法是模拟核材料在高能粒子辐照下微观结构演化的重要方法之一,源项是团簇动力学方法的关键输入。经典CD方法中源项通常采用经验拟合得到,未能充分利用原子尺度获得的初始缺陷信息。随着分子动力学等方法的发展,级联碰撞缺陷数据库大为丰富,结合初级离位原子(PKA)能谱足以得到更为合理的源项。由于级联碰撞缺陷数据库的能量值数量相对于准连续PKA能谱仍然偏少,本文提出了5种从准连续PKA能谱得到级联能量分立值的抽样算法,并基于团簇动力学方法模拟低剂量中子辐照纯钨实验对算法进行了验证和比较。

快中子反应堆堆芯物理分析方法的研究现状与发展建议

快中子反应堆在核能可持续发展中扮演着重要角色,是各核强国都在致力发展的重点堆型。快堆物理计算是快堆核设计的基础,其计算方法的研究和相应计算程序的开发是快堆理论研究和数值模拟技术发展中极其重要的环节。本文对国内外快堆物理计算方法,特别是近20年来的发展变化进行了系统梳理,以对国内外专用和通用快堆物理计算程序的总结为线索,介绍了快堆物理分析理论体系的发展情况,对其中体现出的一致性特点和最近几年发展的趋势进行了分析,并对我国快堆堆芯物理分析方法的发展给出了建议,为我国快堆物理计算理论的进步和自主化的物理分析软件研发提供参考。

基于自动重要抽样方法的减方差技巧体系构建与验证

屏蔽计算问题根据求解目标不同一般可分为源-探测器问题、区域问题和全局问题。MCShield研究团队针对3类问题中存在的深穿透问题提出了相应的减方差技巧,本文以此为基础构建了基于自动重要抽样(AIS)方法的减方差技巧体系,并开展了验证工作。针对源-探测器问题,采用NUREG/CR-6115 PWR压力容器计算基准题对小探测器自动重要抽样(SDAIS)方法进行验证。结果表明,SDAIS方法的计算效率约为AIS方法的7倍。此外还提出并验证了基于AIS伴随蒙特卡罗的耦合减方差(AIS-CADIS)方法,将AIS方法引入到蒙特卡罗伴随计算中,取得了良好的效果。针对全局问题,提出网格化-AIS方法并使用简化反应堆屏蔽计算算例进行验证,结果表明,网格化-AIS方法的计算效率是AIS方法的12倍左右,是直接蒙特卡罗方法的290倍左右。

硝酸浓度对临界安全的影响研究

在核燃料溶解过程中,通常使用硝酸对核燃料进行溶解。针对核燃料溶解过程中的临界安全问题,在中试厂核临界安全实验装置上开展了硝酸浓度影响效应临界实验,在保持核燃料溶液浓度不变的情况下改变硝酸浓度,完成临界实验。获取了核燃料溶解过程酸度影响效应临界实验数据,通过3种临界方法得到的实验数据相对误差平均值为0.068%。同时使用蒙特卡罗程序进行了模拟计算,临界实验测量结果与理论计算值的相对偏差平均值为0.39%。研究结果表明,随着硝酸浓度的减小,系统的反应性逐渐增大,因此燃料溶解过程中需考虑由于硝酸浓度变化引起的反应性变化情况,其对乏燃料溶解过程的临界安全具有较大影响,需引起高度重视。

基于探测器响应机理的碳/碳构件CT图像环状伪影的校正方法

在碳/碳复合材料的计算机断层扫描(CT)中,由于探测器单元的响应非线性及不一致性导致重建图像出现严重的环状伪影,干扰图像中缺陷的检出,影响检测系统对被检构件的质量评价。结合碳/碳复合材料组分单一且密度均匀的特点,提出了一种基于探测器响应机理的CT图像环状伪影的校正方法,利用采集的劣化投影数据做预重建,对重建结果做阈值分割以获得被检测物体的三维模型。结合已知的材料和密度信息,对被检物体进行重投影,得到投影数据的理论值与实测值之间的映射关系,用于探测器响应校正以优化检测图像。与传统低通滤波的环状伪影校正方法相比,该方法考虑了环状伪影的物理成因并充分利用了检测对象的先验信息。研究结果表明,该校正方法在保留图像细节和纹理的同时,能够有效减少环状伪影,提升图像质量,消除伪影对于图形中缺陷识别的干扰,为提升检测系统对碳/碳复合材料构件缺陷的检出能力提供理论依据。

基于透镜阵列多元聚焦的连续晶体三维位置灵敏探测器设计和仿真

连续晶体闪烁体探测器可以实现γ射线作用点的三维位置定位。本文提出一种新的探测器结构,引入透镜阵列实现作用点定位。探测器采集多元聚焦图像,从而改变对连续晶体闪烁光分布探测的需求。文中建立连续晶体、透镜阵列和光子计数器阵列的模型进行模拟研究,建立多元聚焦的光路反演重建算法定位γ射线作用点的三维位置。通过重建结果分析评估基于透镜阵列的连续晶体探测器性能,这种结构具有较好的定位能力和位置分辨。对于尺寸为48 mm×48 mm×45 mm的硅酸钇镥(LYSO)闪烁晶体,实现了xy平面位置分辨优于1.54 mm,z方向位置分辨优于3.13 mm。基于连续晶体和透镜阵列结构的探测器还可对多作用点的情形进行重建,分析三组选定位置的重建结果,该结构对双作用点定位具有可行性。

铀溶液多体系统核临界安全实验不确定度分析与基准化

为研究铀溶液多体系统的核临界安全特性,中国原子能科学研究院利用铀溶液核临界安全实验装置开展了两个系列的双平板式多体系统核临界安全实验,并完成了所有实验数据的不确定度分析和基准化。铀溶液多体系统由正对的两个相同尺寸的平板容器组成,平板容器之间的距离和隔离体能够改变,开展了距离效应和屏蔽效应共24个临界实验。根据国际核临界安全基准实验手册(ICSBEP)提出的不确定度分析方法进行了实验的不确定度分析,最大的总不确定度为200 pcm。建立了全部实验的详细基准模型,对两套蒙特卡罗软件与核截面数据库的组合计算特定系统k_(eff)的适用性进行了评价。两套组合的计算值与基准值的最大计算偏差分别为309.0 pcm和252.0 pcm,确认这两套组合均可用于相关系统的临界安全设计或安全分析。

基于随机抽样的衰变热不确定度量化研究

为研究核数据引起的核素存量及导出量的不确定度,在自主程序GNET上实现了基于随机抽样的不确定度量化方法。利用贝叶斯更新方法获得裂变产物独立产额的协方差数据,弥补裂变产额协方差数据缺失。对热中子引起的235U一次裂变后衰变热不确定度进行了计算。结果表明,裂变产物产额的不确定度贡献占主要部分。该算例表明GNET程序具备了核素存量的不确定度量化功能。

热室气动位置传感器反馈滞后补偿研究

热室辐照环境中的各类型射线会严重影响电子元件的服役寿命,因此目前多采用气动位置传感器来替代,其将感知及信号处理部分分别置于辐照环境和热室绿区来提高传感器的可靠性。由于气体的可压缩性,气动位置传感器存在信号反馈滞后现象。为了改善上述问题,分析了气动位置传感器的流量特性,建立了管道内流场数值模型并采用特征线法进行求解,构建了传感器压力响应预测模型,推导得到滞后量,并基于此提出了补偿策略。最后搭建了气动位置传感器响应检测平台,验证了预测模型及滞后补偿策略的有效性,结果表明:补偿后的位置相对预期值最大差值在0.5 mm以内,能够满足工程应用要求。

深穿透跨尺度辐射场分析软件NECP-MCX研发及应用

西安交通大学核工程计算物理实验室自主研发了深穿透跨尺度辐射场分析软件NECP-MCX。针对大空间伽马射线辐射输运模拟、聚变堆停堆剂量模拟和点源屏蔽问题等新应用场景下的新问题与新挑战,在NECP-MCX中研发了对应的新方法与新功能。针对km尺度的伽马射线辐射输运问题,提出一致性共轭驱动重要性抽样(CADIS)-下次事件估计器(NEE)耦合方法,该方法能够精确高效地获得km尺度距离处的光子通量密度,计算效率比传统的NEE高6.8倍;针对聚变堆停堆剂量问题,采用粒子输运-燃耗-活化-源项耦合分析方法,获得PF线圈、TF线圈、真空室和偏滤器处停堆剂量随停堆时间的变化;对于点源屏蔽问题,提出首次碰撞源(FCS)-CADIS方法,解决CADIS方法对点源进行源偏倚的局限性,FCS-CADIS方法的计算效率比CADIS方法高2倍。

一款紧凑型磁谱仪的特性参数分析与实验刻度研究

超短脉冲激光与靶相互作用可产生高能电子以及质子、离子、X/γ射线等次级粒子和射线,这些粒子和射线在惯性约束聚变、激光核物理、实验室天体物理、生物、医学以及材料科学等领域具有广泛的应用前景。高能电子的特征参数测量对理清激光等离子体相互作用过程、优化粒子参数和拓展其应用具有重要意义。本文研究设计了一款紧凑型矩形结构磁谱仪,在永磁铁均匀场中采用前、侧、后三面IP板布局,满足了几十keV到10 MeV的电子能谱测量需求,并对磁谱仪的特征参数如能量色散、能量色散梯度、能量分辨率、斜入射效应等进行详细分析。基于北京大学DC-SRF-Ⅱ射频超导光阴极电子枪开展了磁谱仪能量刻度实验,在真空条件下实验测量了0.7~1.8 MeV区间内多个能量的电子能谱,结果显示,磁谱仪的能量测量与监测系统结果基本符合。电子能谱的能量分辨率主要决定于磁谱仪自身分辨能力,为提高能量分辨率,需通过准直系统进一步减小入射孔径和电子发散角。

螺旋金属燃料多物理耦合分析方法与概念设计研究

螺旋金属燃料具有导热系数高、导热路径短、强制旋流交混的特点,可实现更高的堆芯功率密度,进而减小堆芯体积,提高反应堆的安全性和经济性。本文介绍了上海交通大学反应堆热工水力实验室建立的螺旋金属燃料热工水力、中子物理、力学特性分析方法及多物理耦合分析框架。在热工水力方面,基于自研仪器实现了交混及沸腾临界行为精细化测量,建立了三维及精细化子通道分析方法;在中子物理方面,建立了适用于特殊能谱、复杂几何的截面及稳瞬态中子物理特性的分析方法;在力学方面,基于分子动力学方法建立了U-Zr合金燃料基础热物性模型,并开展了辐照条件下螺旋棒宏观力学特性研究。基于热工-物理-力学多物理分析和优化,提出了螺旋金属燃料组件及堆芯设计,具有无硼化、堆芯功率密度高、体积小、换料周期长的特点。

SiC材料辐照性能的热释光表征分析研究

碳化硅(Si C)在航空航天、核裂变和核聚变反应堆等高辐照环境中有着广泛应用。由3c-SiC包覆层构成的TRISO燃料颗粒已商业化并应用于先进的高温气冷堆。其中35μm厚的3c-SiC包覆层是承受内压、阻挡裂变产物释放和高效导出核芯热能的关键层,是保证高温气冷堆安全的关键屏障之一。本文利用热释光(TL)分析对3c-SiC材料展开研究,实验证明SiC材料的发光峰强度随辐照剂量升高而增加。辐照后的发光峰随剂量增加向低温方向移动,遵循TL二阶动力学方程。在辐照环境下载能粒子使Si、C原子偏离晶体格点位置产生过饱和空位、间隙离子、错位原子等点缺陷,新增加了约194.5℃处的发光峰。晶体在生长过程中固有缺陷的浓度依赖于Gibbs自由能、结晶温度的变化,其固有缺陷浓度可以用TL的390℃发光峰表征。这两部分缺陷浓度的增加会使SiC层的包覆性能降低。本文还讨论了SiC材料的TL与Gibbs自由能、结晶温度和固有缺陷浓度的关系,SiC材料的缺陷浓度随结晶温度的增加而降低。本文研究结果对SiC包覆层的缺陷和性能分析有很好的参考价值,对辐照前后SiC包覆层的性能表征有一定的参考意义。