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。

同位素稀释-萃取液闪法分析^(241)Pu

建立了同位素稀释-萃取液闪法分析高放废液中241Pu含量的方法,该方法解决了不需要知道化学流程收率就能确定高放废液中241Pu含量的问题,同时萃取液闪技术的应用大大提高了低能核素241Pu在液闪测量中的探测效率。该方法可以用于测定高放废液中241Pu的含量。

不同类型核燃料对热管冷却反应堆燃耗性能的影响

热管冷却反应堆采用固态反应堆设计理念,具有功率密度高、结构紧凑、固有安全性高等特点,在深空探索、深海勘探、偏远地区等场景中具有广阔的应用前景。核燃料作为热管冷却反应堆的重要组成部分,不同类型核燃料在堆芯燃耗分析时会呈现不同的中子学性能。基于美国爱达荷国家实验室(INL)提出的热管冷却反应堆INL Design A,利用清华大学蒙特卡罗中子输运程序RMC(Reactor Monte Carlo code)建立堆芯物理模型,选取UO_(2),(U_(0.9)Pu_(0.1))O_(2),U-10Zr,U-8Pu-10Zr,UN,UC这6种核燃料开展燃耗计算,分析了不同核燃料、不同功率水平对热管冷却反应堆堆芯燃耗性能的影响。计算结果表明:在堆芯燃耗深度相同情况下(20.8 GW·d·t^(−1)),装载U-8Pu-10Zr燃料的堆芯所需^(235)U富集度最低(9.8%),具有较好的U-Pu增殖性能。堆芯功率处于5 MW的热管冷却反应堆,燃料中^(241)Pu的存在不仅没起到增大堆芯燃耗深度的作用,反而导致堆芯剩余反应性和堆芯寿期末次锕系核素(MAs)的产量增大,影响反应堆的安全性与经济性。因此,对于装载含有Pu燃料的小功率长寿期热管冷却反应堆,需重点关注^(241)Pu对堆芯燃耗性能的影响。