基于ENDF/B-V和ENDF/B-VI对加速器驱动基准体系keff的MCNP模拟

基于ENDF/B-V(B-V)和ENDF/B-VI(B-VI)两个核数据库,利用MCNP5对加速器驱动快堆基准体系进行模拟,发现有效倍增因子keff相差较大。本文通过比较体系内各种材料的反应率和裂变核素的反应截面,分析了keff存在较大差异的原因,发现主要是由两个核数据库中裂变核素241Am的俘获截面在大于0.1MeV能区的较大差异引起。

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。

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。

次临界堆芯参数变化对K_(eff)值的影响

作为下一代能源的优先选择者,加速器驱动次临界系统ADS能够有效的利用铀和钍资源,并能够转化具有长期放射性的核废料,提高了核安全.文章主要是对快热耦合ADS次临界堆芯进行了描述,利用蒙特卡罗代码MCNP模拟计算一系列不同堆芯参数下的Keff值.MCNP程序中最重要的就是输入文件,输入文件各个参数设置的不同都可能对Keff值计算结果产生极大影响.在解决输入文件问题的过程中,根据实际经验对计算条件进行多组假设,并对不同参数条件下产生的结论进行比较,最终得到Keff值的最佳结果.

原型微堆低浓化初步研究

利用蒙特卡罗计算程序,对高浓铀为燃料的原型微堆的有效增殖因数、控制棒价值、上铍反射层价值以及辐照座内的中子注量率等参数进行了计算。将计算值与实验结果进行了比较,两者基本相符。在原型微堆堆芯尺寸保持不变的情况下,将堆芯燃料元件芯体用富集度为12.5%UO2替换UAl和用锆包壳替换铝包壳,对堆芯燃料低浓化方案进行了计算,给出了方案的计算结果。并利用RELAP5程序计算了原型微堆低浓铀堆芯阶跃引入4.0mk反应性情况下反应堆的相关参数。

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。

加速器驱动的次临界系统的燃耗分析计算和堆芯优化设计

以加速器驱动的次临界系统（ADS）在事故情况下仍处于次临界、keff随燃耗时间变化的最大范围不超过1.5%和包壳材料HT9钢可承受的最大辐照损伤的前提下,将堆芯燃料区分为嬗变区和增殖区,并将整个过程保持嬗变区的燃料成分不变。通过对ADS燃料的组成成分、堆芯布置和堆芯功率分布等方面的研究,在Pu的外层富集度与内层富集度之比为1.0~1.5范围内,调整增殖区的燃料成分,并利用MCNP和ORIGEN耦合的COUPLED2程序计算keff随燃耗时间的变化。同时,综合考虑功率展平、次锕系核素的嬗变率和燃耗深度等因素,建立1套符合工程实际的次临界系统。

反应堆物理实验中的源倍增法研究

给出了反应堆物理实验中临界测量和次临界度测量通常所采用的源倍增方法研究。首先从有源的扩散理论出发,导出了与以前不同的源倍增方法的公式。源倍增方法测量的参数实际是次临界系统在外源作用下的有源次临界中子倍增因子ks,而不是在这之前的中子有效倍增因子keff,然后研究了实验装置的临界质量,研究了ks与外源位置和能谱的关系,证明了导出的源倍增方法的理论是正确的。该方法可像过去那样用于反应堆物理实验中的临界外推测量,但不能用于次临界度测量。解决了长期困扰人们有关源倍增方法测量的参数问题。最后讨论了ks和keff的差别和关系以及对临界外推测量和核临界安全的影响。

控制黑棒和灰棒对AP1000反应堆K_(eff)值影响的M-C模拟

采用正在三门建造的AP1000核电厂堆芯参数,使用MCNP5程序建立AP1000堆芯数学模型。考虑了燃料棒、黑棒与灰棒7种不同排布方式,分3种情况通过调节黑棒和灰棒在堆芯中的深度来研究有效增值因数Keff值的变化情况。模拟结果表明:随着黑棒和灰棒在反应堆堆芯中的插入,Keff值在1.44—1.22之间变化。为了验证其合理性,并用1 000×10-6(ppm)的硼酸溶液进行了化学补偿模拟试验,计算得Keff值在1.17—1.07之间,基本能够满足降低过剩反应性的要求。

MCNP程序在反应堆堆芯建模中的应用

用MCNP程序对清华大学试验核反应堆一号堆芯进行了建模,计算了正常棒位下的Keff值,计算结果与参考值吻合较好;提出了用MCNP进行反应堆堆芯建模的一般步骤和方法,此步骤和方法对研究其他各种反应堆堆芯的建模具有参考价值。

使用MCNP程序验证ADS的设计

利用MCNP程序对加速器驱动次临界系统(ADS)堆芯设计进行验证。在确定堆芯尺寸的情况下,当ADS的靶源和冷却剂是铅、铅-铋合金、铋和汞时,通过MCNP程序进行模拟计算得到相应的keff值、中子能谱和中子通量密度;并对铅、铅-铋合金、铋和汞的数据进行对比分析。结果表明,铅-铋合金是ADS系统的最佳材料,根据相应数据,提出堆芯设计的优化方案。

深亚微米工艺下互连线串扰问题的研究与进展(英文)

集成电路工艺发展到深亚微米技术后 ,互连线串扰问题变得越来越严重 ,尤其在千兆赫兹的设计中 ,耦合电感的影响不能忽略 .插入屏蔽的操作成为减小耦合电感噪声的有效方法 .文中首先介绍共面、微带状线和带状线三种互连结构下的电感耦合特性 ,然后分别介绍了基于共面互连结构的用于计算互连线噪声的 Keff模型和 RL C精确噪声模型 .实验表明两种模型都有很高的精确度 。

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 。

定态中子输运方程本征值计算方法研究

散射源项各向异性展开阶数较大或者离散纵标方法的角度离散方向较多时,中子输运方程本征值的计算迭代容易失败。为了克服该问题,本文通过数学上的推导,构造了中子输运方程α本征值迭代求解的一种新方法,数值算例表明该方法提高了收敛速度,不收敛的问题也得到明显改善。对keff本征值的计算进行改进,改进后的方法不依赖迭代初值,数值算例表明改进方法的计算结果较好。

接口软件CITA_—TOOL在中国先进研究堆堆物理分析中的应用

本工作针对中国先进研究堆 (CARR)的堆工程需要 ,研制开发了CITA—TOOL接口管理软件。该软件的主要功能是 :为国际通用的CITATION软件提供参数输入文件 ;对keff、中子注量、燃耗等的计算结果进行分析处理 。

^(239)Pu的积分检验

介绍了10个钚金属快临界基准实验和5个钚溶液热临界基准实验的239Pu的积分检验。检验工作中的239Pu来自评价库ENDF/B-Ⅶ和CENDL-3。积分检验计算采用连续能级蒙特卡罗(M-C)程序 MCNP5。基准检验结果表明,对10个快装置而言,与ENDFBV-Ⅱ库的239Pu相比,CENDL-3的239Pu给出了较好的keff值,两库的中心裂变率的计算结果是接近的。然而,对5个钚溶液热临界基准装置而言, 基于CENDL-3的keff值的计算结果平均高于实验值0．37％,ENDF/B-Ⅶ的计算结果与实验值符合得稍好于CENDL-3的结果,表明CENDL-3的239Pu的俘获截面有待于进一步的改进。

微型反应堆燃料低浓化可行性初步研究

应用蒙特卡罗计算程序,模拟计算山东微堆的堆芯参数,包括keff、eβff、控制棒价值、上铍效率、内辐照中子通量以及停堆深度,计算结果与实验结果基本一致。保持微堆堆芯尺寸不变,采用低富集度UO2芯体燃料棒替换原来的高浓铀燃料棒,计算不同235U富集度下微堆的有效倍增系数keff,据此确定满足要求的UO2富集度为12.5%。在此基础上计算了富集度为12.5%的低浓堆芯参数,并与高浓堆芯参数进行了比较。结果表明,微堆燃料低浓化是可行的。

MCNP在计算温度对反应堆临界系数K_(eff)值影响中的应用

堆芯内温度变化时,中子能谱、微观截面等都将相应地发生变化。所以与反应性有关的许多参数,如热中子利用系数、逃脱共振俘获概率等都是温度的函数。因而,当反应堆中各种成分的温度变化时,将引起反应堆临界系数的变化。本文利用蒙特卡罗方法的MCNP程序,从压水堆的压力容器,燃料组件和控制棒驱动组件等元件出发建模,对温度改变之于反应堆剩余反应性影响做了相应研究。模拟结果表明:随着温度的升高,反应堆剩余反应性逐渐减。并且得到结果与实际值较符合。

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。