裂变缓发γ射线能谱的蒙特卡罗模拟

采用递次衰变路径搜索和遍历的递归算法编制一程序,该程序可用于计算裂变核素在中子辐照时和辐照后任意1种或1组裂变产物在任意时刻的放射性活度、γ能谱及其随时间的变化。计算了239Pu在池式堆快中子照射下的裂变缓发γ能谱。用MCNP软件模拟了高纯锗探头对裂变缓发γ射线的能谱响应。模拟结果可用于指导核材料裂变产额测量等研究工作。

利用高能缓发γ射线测定裂变数

利用裂变产额法得到短时间辐照235 U样品的裂变总数,通过大体积NaI探测器测量3 MeV以上高能缓发γ射线总计数随时间的变化,从而得到一次裂变3MeV以上高能缓发γ射线总发射率随时间的变化规律,并给出脉冲辐照下高能缓发γ射线的发射率。通过高能缓发γ射线测量了两块235 U样品的裂变数,其相对不确定度小于4%。

基于衰变链计算的裂变产物缓发γ能谱分析

在军控核查技术中,缓发γ能谱是核材料的"指纹"。为计算和分析铀裂变产物的缓发γ能谱,本文将各种类型的衰变链简化为基态线性链和激发态线性链,推导了零时前后各级核素数目的变化公式,建构了计算缓发γ射线能谱的C语言程序代码,并通过实验对理论推导进行了验证。通过分析几种核素的缓发γ射线计数发现,计算结果与实验数据吻合较好。

基于缓发γ能谱测量的铀丰度分析

本文以加速器驱动的脉冲中子源为照射源、铀材料为照射对象、HPGe探测器为主要探测器,测量得到了铀材料的缓发γ实验谱,再根据理论计算程序和蒙特卡罗方法得到了缓发γ计算谱。结果显示,实验谱和计算谱吻合较好,表明缓发γ能谱测量可作为铀丰度分析的一种技术手段。

瞬发和缓发γ射线对堆内构件释热率影响的研究

为提高核电设计中反应堆堆内构件释热率计算的准确性,本文在原来MCNP外中子源模型计算方法的基础上,计算分析瞬发裂变γ对堆内构件释热率的贡献。计算结果显示,考虑瞬发裂变γ使得堆内构件的释热率增加9%～38%,离堆芯越近的堆内构件的增加值越大。另外,分析认为缓发γ对堆内构件释热率的贡献与瞬发裂变γ相当。因而反应堆堆内构件释热率计算中除了考虑中子及中子俘获所生γ的贡献,还应该考虑瞬发裂变γ和缓发γ的贡献。

铀材料诱发裂变缓发γ能谱的数值计算

推导了裂变产物质量链上各个核素不同时刻数目的计算通式,计算了包装箱中铀材料在D-T中子源连续辐照后裂变产物的缓发γ能谱,得到了优化的辐照时间和测量时间,使用MC方法计算处于包装箱外的点探测器缓发γ计数和自发辐射γ计数。计算结果可用于铀材料的无损探测识别和核材料裂变数据测量等工作。

中子诱发241Pu裂变缓发γ光子谱的计算

开发了裂变缓发γ光子谱计算程序,利用燃耗计算程序获得裂变产物核的积存量,然后对产物核发射的缓发γ求和得到随时间变化的缓发光子谱。通过对n+235U裂变缓发光子谱计算,并与现有国际评价核数据库、现有实验数据比较,验证了程序的正确性。利用该程序计算了入射为热能中子和裂变谱中子诱发的241Pu裂变缓发光子谱,出射缓发光子能量范围为0~7 MeV,并转换为ENDF/B-Ⅵ格式的数据库,补充了中国评价核数据(CENDL-3.X)。由于采用了最新核数据,与国际数据比较,具有一定的先进性。计算结果表明,热中子和裂变谱中子诱发241Pu裂变产生的光子谱比较相似,但有区别,剂量随时间变化的曲线几乎相等,经过3 h剂量衰减到小于0.1%。时间积分的总剂量略有差别,分别为1 667和1 670 keV-bq-s。

核部件缓发γ能谱时间演化行为模拟

在分析无外中子源照射条件下核部件中裂变产物的来源及其释放缓发γ射线机理基础上,提出了应用CINDER90程序计算核部件中裂变产物活度的方法,计算并分析了裂变产物的种类、活度及其随辐照时间和冷却时间的变化规律,继而根据裂变产物β-衰变释放的特征γ射线的能量与分支比数据,计算得到了核部件中裂变产物缓发γ射线源项,并应用蒙特卡罗方法计算了核部件释放的缓发γ能谱随辐照时间和冷却时间的变化,分析了缓发γ能谱的时间演化行为。结果表明:核部件缓发γ能谱中强度最大的γ射线是裂变核素140 Laβ-衰变发射的1596 keV射线,且该γ射线的强度在部件组装一定时间后保持稳定,该结果与文献结果符合一致。本文提出的裂变产物缓发γ能谱模拟计算方法和结果可为核部件γ能谱的测量与分析提供参考。

长江中下游地区骤发干旱与缓发干旱特征对比研究

基于再分析土壤湿度、大气等压面资料以及国际耦合模式比较计划(Coupled Model Intercomparison Project Phase 6,CMIP6)数据,利用大气柱水分收支原理及归因方法,本文识别了1979—2020年长江中下游地区格点骤发干旱与缓发干旱,分析其空间分布及统计特征,并且诊断区域性典型骤发干旱与缓发干旱事件的发展过程及人为因素的影响。结果表明:该区域骤发干旱频发,主要发生在南部,强度偏强,且大多发展于夏季;而缓发干旱发生较少,主要发生在北部,强度偏弱,且大多发展于秋季。大气柱水汽净辐散对两类干旱的发展速度起到了重要作用,骤发干旱在发展过程中大气柱水汽净辐散偏强,造成蒸散发与降水差值较大,使得土壤湿度下降速度快于缓发干旱。2019年夏季长江中下游地区发生了一次大范围的骤发干旱事件,在发展阶段,副热带高压西伸增强了区域大气柱的风场辐散,使大气柱水汽净辐散强,干旱快速发展。2010/2011年发生了一次区域缓发干旱事件,在秋季发展阶段,近地层风场为一弱反气旋环流,风场辐散作用偏弱,大气柱水汽净辐散偏小,使干旱发展速度较慢。人类活动对2019年骤发干旱事件的影响强于2010/2011年缓发干旱事件。

基于碎片云运动模型的缓发γ射线电离大气蒙特卡罗模拟

高空核爆炸碎片云释放出的缓发γ射线在高空非均匀大气的输运过程中电离大气,使得电离层中电子数密度剧增,进而影响途经电离层的无线电通信链路。为了准确描述随时空演化的缓发γ射线源电离大气过程,首先建立高空核爆炸碎片云运动演化的流体力学模型,然后根据碎片云参数建立缓发γ射线分层等效体源模型,最后采用蒙特卡罗方法模拟缓发γ射线在高空大气中输运并电离大气的过程。针对碎片云形状时空演化特性,采用辐射源分层抽样的方法得到缓发γ射线初始位置;针对大气密度随高度指数衰减的特性,采用质量厚度抽样方法简化模型、提升效率。结果表明:碎片云形状对缓发γ射线电离大气的范围和强度存在明显影响。兆吨级高空核爆炸缓发γ射线电离大气范围可达千公里以上。当爆高不变而当量增加时,碎片云高度和水平半径增大,缓发γ射线电离大气范围和强度增大。保持当量不变而增加爆高时,碎片云高度和水平半径增大,缓发γ射线电离大气范围增大,但强度有所降低。

考虑6组缓发中子效应的中子倍增公式

导出了

熔盐堆中燃料流动对缓发中子的影响分析

熔盐堆具有良好的中子经济性、固有安全性、可在线后处理、防核不扩散等特点,是六种第四代先进反应堆堆型中唯一的液体燃料反应堆。然而,熔盐堆中采用流动的熔盐作为液体燃料,从而缓发中子先驱核会随着燃料的流动流出堆芯并在堆芯外发生衰变,这不同于固体燃料反应堆。文中针对了一座实际运行过的熔盐实验堆(Molten Salt Reactor Experiment,MSRE),基于中子动力学模型,采用圆柱体均匀堆的近似处理方法推导了液体燃料反应堆的缓发中子先驱核浓度数学模型,研究了恒定流速下的反应性损失及不同燃料熔盐流速对缓发中子分布的影响。结果表明缓发中子在越靠近堆芯中心区域的位置就越多,同时熔盐流速的变化对衰变周期越短的缓发中子先驱核组数的影响比较小。通过本研究,可以了解熔盐堆中缓发中子随着燃料流动的变化情况,为熔盐堆安全分析提供参考依据。

ADS启明星1#次临界反应堆缓发中子有效份额的测量

本文提出了利用改进的源倍增法测量次临界系统的绝对反应性与跳源法测量的相对反应性相比获得缓发中子有效份额βeff的方法。用改进的源倍增法测量了ADS启明星1#次临界反应堆某次临界状态下的绝对反应性为-2.235×10-3。在相同的次临界状态下,用跳源法测量了以βeff为单位的反应性ρ/βeff为-0.291 5$,二者相比得到ADS启明星1#次临界反应堆的缓发中子有效份额为0.007 667。利用MCNP建模计算的结果为0.007 783,两者在2%内符合。

点堆六群缓发中子动力学方程的新解法

用去耦合法导出六群缓发中子动力学方程新的精确解析解,与传统的代入法相比,其求解所得到的精确解析解形式更简明,并无需求解倒时数方程,因此使计算工作量小且计算精度也大为提高。

CARR缓发中子探测器设计

中国原子能科学研究院先进研究堆(CARR)具有亚洲最高的中子注量率,对提高缓发中子测铀分析灵敏度有积极意义。在CARR建设缓发中子探测器,将进一步提升我国缓发中子测铀的水平。应用蒙特卡罗模拟程序(MCNP)对CARR缓发中子探测器中3He正比计数管的位置,中子慢化-中子和伽马屏蔽体的尺寸和几何进行了优化设计,并利用中国原子能科学研究院30 kW微型反应堆(微堆)垂直孔道辐照235U样品,对设计的探测器效率进行了验证,测量的探测效率为1.3﹪,比模拟结果高0.2%。

考虑单群缓发中子时中子增殖的统一公式

迄今为止,人们只分别导出了深度次临界、缓发临界附近和瞬发超临界的几个特定条件下的中子增殖公式,各公式都不具有通用性,使用很不便.文中导出了反应性阶跃变化时,只考虑单群缓发中子从深度次临界直到缓发超临界整个区间上的中子增殖统一公式.实例计算表明,该公式计算准确,实用性强,具有重要的理论意义与应用价值.

缓发中子计算燃料元件破损方法研究

当燃料元件发生破损时,裂变产物会释放到主冷却剂中,引起主冷却剂放射性水平增加。根据燃料元件破损的监测数据,采用一定的计算方法,计算燃料元件破损数目,可为核电厂处理元件破损事故、确保反应堆和人员安全提供重要依据。本文对缓发中子先驱核产生、释放、迁移和探测器响应等过程进行深入研究,并对每个过程建立了数学计算模型,形成了1套根据缓发中子监测数据来计算燃料元件破损数目的方法。该方法可适用于多数反应堆的燃料元件破损数目计算。

缓发中子法测量脉冲堆裂变总数

用长计数器测量已知裂变率的缓发中子计数率,然后用同一探测系统测量脉冲后的缓发中子计数率,探测系统的探测效率、缓发中子份额和缓发中子先驱核半衰期等参数均不变,从而建立起利用脉冲堆脉冲后的缓发中子衰减曲线确定脉冲裂变总数的方法。该方法的相对标准不确定度(不包含稳定功率运行裂变率的不确定度)为4%。测量的30次脉冲的裂变总数与其它方法得到的结果一致。

一种测量缓发中子有效份额β_(eff)的方法

本工作通过实验与理论计算相结合,给出了测定缓发中子有效份额βeff的新方法。用实验方法确定反应堆临界状态,并测量次临界状态时以βeff为单位的次临界反应性,应用理论程序计算临界时的中子有效增殖因数keff,确定keff的计算偏差,然后理论计算次临界状态下的keff,并用确定keff的计算偏差对次临界状态下计算的keff进行修正,给出次临界状态的反应性。将实验测量结果与理论计算结果相比较,从而给出βeff。这种方法由于是实验确定的反应堆状态,因此,按实验结果计算的keff与理论描述反应堆状态的计算模型关系不大。分析表明,βeff测量结果的精度高于以往测量方法的精度。

缓发中子计数法定量^(235)U、^(239)Pu初步研究

利用缓发中子计数法对235 U-239Pu混合物中235 U和239 Pu含量的快速测定进行了初步研究。在中国原子能科学研究院30kW微型反应堆(简称微堆)垂直孔道辐照235 U、239 Pu以及235 U-239 Pu混合物样品30s,冷却2s,用缓发中子探测器测量100s,得出235 U和239Pu的探测限分别为0.14和0.18μg;探测器效率为0.015 0±0.001 0;当235 U和239Pu质量比m(235 U)/m(239 Pu)=1.2时,235 U、239 Pu含量计算值与标称值的相对偏差分别为0.8%和6.9%。