基于热管冷却反应堆堆芯有效增殖系数的敏感性分析

核数据作为反应堆计算的输入参数,其敏感性对堆芯物理计算至关重要。基于美国橡树岭实验室开发的反应堆蒙特卡洛中子输运程序MCNP6.1,以美国爱荷华国家实验室(INL)设计的热管冷却反应堆INL Design A为研究对象,调用美国的ENDF/B-Ⅷ.0评价核数据库,对堆芯处于热态(1000 K)零功率且控制棒均未插入工况时的堆芯有效增殖系数进行敏感性分析。计算结果表明:有效增殖系数对235U的平均裂变中子数产额、裂变反应截面敏感性系数分别高达0.88702、0.52898;高能区的235U的平均裂变中子数产额和裂变反应截面,238U平均裂变中子数和裂变截面,^(16)O、^(27)Al和^(56)Fe弹性散射截面,中能区的^(238)U(n,γ)反应截面,^(16)O、^(27)Al和^(56)Fe弹性散射截面具有较大的敏感性,在反应堆物理计算过程中应重点关注。

剪法及温湿度对钙果4号试管苗增殖效应的影响

钙果4号试管苗在同一配方培养基继代多次后容易出现种苗老化现象。利用钙果4号试管苗茎切段腋芽萌发成梢的特性,剪掉苗木中上部茎段,对剩留的剪切苗进行保护处理,剪切时注意从基部往上最多预留2个腋芽,然后放置于湿度为65%~73%、温度为29±1℃的环境下继代培养。结果显示,腋芽可萌发出2.8个嫩梢,嫩梢长度约为4.69 cm,嫩梢上着生叶片的叶面积、叶绿素含量、比叶重等指标良好,无黄化、老化现象。结果表明,通过调整剪切方式、温湿度等因素,可减缓种苗老化,为下次继代培养提供合格材料。

提拉法生长的金绿宝石晶体中Cr^(3+)有效分凝系数的初步测定

用原子吸收光谱法测定了提拉法生长的金绿宝石晶体中Cr^(3+)的有效分凝系数,初步结果为K_(eff)≈2.1。

快堆有效增殖因子的灵敏度分析

采用一级微扰理论研究了有效增殖因子Keff随截面变化的灵敏度 ,以GODIVA和ZPR 6/7两个快中子基准装置为例 ,计算了它们的Keff相对于 ν值、裂变截面和俘获截面的灵敏度函数 .经对计算结果分析和与FORSS计算结果的比较 ,表明计算正确反映了问题的物理意义 ,结果可靠 。

核反应堆有效增殖系数深度学习直接搜索求解方法

求解有效增殖系数(k_(eff))是核反应堆临界计算的基本问题,目前业界普遍采用源迭代方法进行求解。本文基于人工智能深度学习方法求解微分方程的基础理论,提出将k_(eff)与神经网络各神经元权重共同作为机器学习优化参数,针对将神经网络函数代入中子学微分方程形成的加权损失函数进行深度学习计算,同时进行中子注量率逼近与k_(eff)直接搜索求解的新方法。讨论了中子学微分方程特征值数理形式、初始神经网络设定方法、损失函数加权因子、收敛准则等影响深度学习性能的重要因素及相应的性能提升策略;通过多种算例的数值计算验证了该方法的正确性,以及学习性能提升策略的有效性。研究成果为核反应堆求解k_(eff)这一中子学物理重要科学问题探索出了一条新的技术途径。

马大杂种相思腋芽高效组培增殖体系

以马大杂种相思组培苗为研究对象，通过筛选最佳的增殖培养基，调整增殖时间，探讨芽体长度、继代次数对增殖的影响，增殖培养对生根的影响，建立马大杂种相思腋芽高效组培增殖体系。结果表明：将健壮的初代培养无菌芽剪成含1个腋芽的茎段，接入最佳增殖培养基（改良 MS ＋6-BA1.5 mg·L -1＋NAA0.1 mg·L -1＋Ac0.04 g·L -1，添加蔗糖3%和琼脂7 g·L -1）中连续培养7代，7次继代的平均增殖倍数为2.52，增殖时间为35天，单株平均繁殖系数为14.99，且7次继代增殖倍数变化小、增殖芽质量好。将增殖芽的茎段（含2～3个腋芽）接入1/2MS＋IBA1.0 mg·L -1＋ NAA0.5 mg·L -1（添加蔗糖3%和琼脂7 g·L -1）进行生根培养，15天生根率可达96.5%，移栽后存活率为95.0%。

核截面不确定度对西安脉冲堆keff计算结果的影响分析

为了定量研究核数据的不确定度对西安脉冲堆k_(eff)计算结果的影响,利用国际上常用的敏感性和不确定度分析软件TSUNAMI-3D-K6及不同核数据库中的核截面数据,分析计算了西安脉冲堆两种堆芯布置下的k_(eff)及其不确定度。结果表明:核截面数据的不确定度会导致k_(eff)的不确定度在0.5%左右,核素235 U的裂变中子产额对k_(eff)不确定度的贡献最大,西安脉冲堆不同堆型下,由共振自屏计算得到的隐式敏感性系数差异较小,不同堆芯布置下计算得到的k_(eff)不确定度差异不大。

启明星1#实验装置ks、keff和φ^＊的模拟计算

用MCNP程序对启明星1#实验装置(Venus 1#)的ks、keff和φ*进行模拟计算。在装置的源区、快区、反射层、屏蔽层已定条件下,逐层增加热区燃料元件,每增加1层,对ks、keff和φ*进行1次计算,共增加了13层,最终得到keff为0.962 46,满足了Venus 1#的设计要求。元件层数增加,φ*先增后降,当增至12层时,φ*又明显增大。外源位置和能量对φ*有影响,外源在轴向离中心越近、能量越高,φ*越大。

核临界安全中的监督现场测量技术——源倍增方法的某些问题

给出了核临界安全中监督现场的测量技术——源倍增法的实验理论和实验方法。源倍增法实际测量的是有源次临界中子有效增殖系数ks而不是中子有效增殖系数keff。在铀溶液核临界装置上进行了实验研究。用源倍增法测量了次临界系统在外中子源作用下铀溶液不同液位的有源次临界中子有效增殖系数ks;用周期法测量了单位铀溶液位的反应性系数,然后用临界液位与次临界液位之差乘以单位铀溶液位的反应性系数,给出系统次临界液位时的反应性,由反应性给出传统观念上的中子有效增殖系数keff。讨论了它们的差别及对核临界安全的影响。

1.8GHz AlN薄膜体声波谐振器的研制

提出了基于AlN压电薄膜多层结构的1.8 GHz射频薄膜体声波谐振器(FBAR),并进行了研究。采用修正后的MBVD等效电路模型对器件的谐振特性进行了分析和模拟。给出了采用半导体加工工艺制备器件的工艺流程,并实际制做谐振器样品,样品的测试结果:器件的串联谐振频率fs和并联谐振频率fp分别为1.781和1.794 GHz,相应的有效机电耦合系数为1.8%;串联谐振频率处和并联谐振频率处的Q值分别为308和246。该谐振器样品实际尺寸为0.45 mm×0.21 mm×0.5 mm,可以用来制备高性能的滤波器、双工器和低相噪射频振荡器等。

MCNP在次临界装置实验中的应用

介绍了应用MCNP3B程序对DF堆次临界装置的几个实验布置进行的物理参数计算 ,并将计算结果与实验结果进行比较。通过对DF次临界装置的研究 ,以求MCNP3B程序能为零功率实验提供指导性意见 ,提高零功率实验的安全性。

热管堆高温数据库的制作及堆芯初步物理计算

利用核数据库处理程序NJOY,制作了1 700K和1 750K温度下,热管堆中45种核素的高温核数据库,并利用ICSBEP2006中的临界基准题对所制作的数据库加以验证。分别利用所制作的数据库和蒙特卡罗程序MCNP对堆芯进行了建模,计算了堆芯的有效增殖系数k_(eff),确定了热管堆中燃料的尺寸和富集度,分析了堆芯的相对功率分布。最后,初步计算了热管堆在水淹和沙埋2种事故工况下的k_(eff)以及安全棒价值,为堆芯安全分析和事故分析提供了基础参数。

聚变驱动次临界堆热中子上散射截面数据库开发及初步应用

为了提高水冷慢化聚变驱动次临界堆包层中子学分析的精度,在FDS团队自主研发的HENDL3.0/FG(Hybrid Evaluated Nuclear Data Library/Fine Group)细群核数据库基础上,本文采用国际通用应用核数据库加工程序NJOY,设计研发出考虑热中子上散射效应的截面核数据库。利用国际临界安全基准评价实验手册的例题对核数据库的精度进行了测试与校核,验证了数据的可靠性与正确性。同时,采用聚变驱动次临界的聚变裂变混合发电堆(FDS-EM)水冷慢化包层模型对核数据库进行了综合测试与分析,分别从理论及计算分析的角度预测与验证了热中子上散射效应对系统的有效增殖因数、氚增殖率、中子通量密度等参数的影响。

加速器驱动钠冷金属燃料快堆次锕系核素嬗变特性研究

分析加速器驱动系统(ADS)钠冷金属燃料快堆重金属燃料不同核素对堆芯有效增殖系数(keff)的影响,给出了燃料成分的确定方法,详细分析次锕系核素(MA)嬗变特性。运用耦合了MCNP4c3与ORIGEN2的三维燃耗程序COUPLE对堆芯进行稳态与燃耗计算。结果分析表明,调节燃料中239Pu的质量比例并使其在燃耗过程中保持稳定是使keff达到设计值并在燃耗过程中保持稳定的有效手段。散裂中子引起堆芯内区较外区更硬的中子能谱,有利于提高MA的裂变截面与裂变吸收比。全堆MA嬗变支持比为8.3,具有较好的嬗变效果。由于堆芯内区的高通量,堆芯内外区的嬗变率有明显差异,将MA集中布置于内区有利于减少装料量,改善总体嬗变效果。

基于hp-VPINN的反应堆中子扩散计算方法研究

先进的反应堆模拟技术需要基于较少的实际探测数据反演全堆关键参数。针对这一需要,本文基于具有高阶多项式域分解功能的变分残差物理信息神经网络(hp-VPINN)构建计算模型,用于正向、反向求解中子扩散方程。该模型使用神经网络作为试函数,并将其代入中子扩散方程形成变分残差作为损失函数进行梯度下降。为了提高求解精度及效率,本文还根据中子扩散方程的物理特性提出了有效增殖系数智能搜索与反演等创新型关键技术,并基于鲸鱼优化算法(WOA)实现了神经网络超参数自优化。最后通过多个算例进行验证,结果表明该方法在具有较高精度的同时,实现了较低的训练数据依赖,为先进反应堆模拟技术提供了一条少量输入数据且较高精度输出的中子扩散求解途径。

基于改进BP神经网络实现后处理非均一工况的临界参数预测

作为后处理厂的关键工艺设备,萃取柱、贮槽经常出现溶液浓度波动工况(即非均一工况),而对其进行临界安全分析时,技术人员假定浓度扩大若干倍来进行保守分析——这虽满足保守性要求,但引入了过多的临界裕量,限制了后处理工艺的处理效率和能力。为解决这些问题,本研究基于改进BP神经网络方法,利用大型蒙特卡罗程序MCNP,针对典型设备结构尺寸完成了随机浓度分布的梯度建模,实现了基于浓度分布预测有效增殖因子(k_(eff))的临界安全分析方法。数据测试结果表明,以本研究方法计算非均一工况k_(eff)的结果平均误差为1.82×10^(−4),损失函数均方差收敛值为3.34×10^(−6),远小于未改进的模型(2.4450×10^(−4))。同时与保守方法对比,本研究方法引入的临界裕量为–1.31×10^(−3),远小于传统方法(0.32951)。结果证明本研究方法在满足保守性的前提条件下,计算结果更精准、更有效,为后处理临界安全分析提供了方法参考。

基于PINN深度机器学习技术求解多维中子学扩散方程

阐述了基于物理信息指引的神经网络模型(PINN),构造深度神经网络作为试函数,将其代入中子学扩散方程形成残差,并作为机器学习的加权损失函数,进而通过深度机器学习技术逼近中子学扩散方程数值解;针对扩散方程的特点,提出了特征值方程加速收敛方法、有效增殖系数(k_(eff))高效并行搜索技术、学习样本网格点不均匀分布策略等创新性关键技术,并对神经网络深度、神经元数量、边界条件损失函数权重等关键参数进行了敏感性分析。验证计算结果表明,该方法具有良好的精度,提出的关键技术具有显著的成效,为中子学扩散方程的数值求解探索出了新的技术途径。

任意温度下H_2O中H中子热散射律数据研制

轻水反应堆堆芯模拟计算需在较宽的温度范围内进行,热中子能区(4eV以下)H_2O中H的热散射律数据对计算有很重要的影响。目前主流基础评价核数据库中,H_2O中H的热散射律数据均在有限的几个温度点上给出,因此计算只能在这些温度下精确进行。为提高轻水反应堆模拟计算的可靠性,基于IKE热中子散射模型,给出了293.6~1000 K范围内任意温度下H_2O中H的热散射律数据的计算方法,并制作了系列H_2O中H的温度间隔为10 K的热散射律数据。利用制作的热散射数据和MC输运计算程序,模拟分析HMF004基准实验和VENUS3轻水反应堆在不同慢化剂温度下的有效增殖因数(keff)。计算结果符合物理规律,验证了H_2O中H的热散射数据的制作是正确的。

粗网有限差分法及其燃耗计算

本文介绍的粗网有限差分法求解二维双群中子扩散方程，可用于反应堆燃料管理中的燃耗计算，计算结果与通用的细网有限差分法、节块格林函数方法作了比较，其有效增殖系数的相对误差小于０．０８％，该方法具有计算时间短、满足一定精度要求等特点，适用于工程初步设计的燃料管理分析。

铅冷行波堆反应性变化规律及其影响因素研究

铅冷行波堆具有安全性好、倒换料周期长、铀资源利用率高等突出优势,是先进核能系统的重点发展方向之一,实现反应性微小变化是铅冷行波堆堆芯方案设计的关键技术问题。本文以热功率700 MW、采用金属燃料的铅冷行波堆物理方案为研究对象,重点研究了堆芯点火区及增殖区设计参数变化对有效增殖因子(k_(eff))的影响,分析了全寿期堆芯反应性的变化趋势。数值结果表明:点火区设计参数显著影响堆芯初始k_(eff),点火区的易裂变核素装量越大,初始k_(eff)越大,通过调整点火区在堆芯轴向位置及其燃料富集度可有效降低反应性变化幅度;堆芯装载的可转换核素与易裂变核素之比越高,增殖产生的^(239)Pu越多,整体增殖性能越好;增殖区越长,平衡态持续时间越长,堆芯寿期越长。本文研究结论可为铅冷行波堆堆芯物理方案设计及关键参数选择提供重要理论依据。