Differential cross section calculations of positron and electron impact ionization of Ar (3p)

We report the distorted wave Born approximation results of triple differential cross section of Ar (3p) by positron and electron impact. We compare the results of our calculations with the recent available experimental and theoretical results. We also provide a comparison of our positron impact ionization results with the electron impact ionization results to understand the effect of projectile charge on the projectile-target interaction.     

脉冲堆辐射监测与屏蔽试验

本文介绍了我国第一座脉冲堆辐射监测和屏蔽的测量结果,并与理论计算做了比较。测量证明本堆是安全的。     

田湾核电站附近海域海水中137Cs活度浓度分析与评价

介绍了田湾核电站附近海域海水中¹³⁷Cs的监测方案以及质量保证措施,给出了电站投运后¹³⁷Cs通过气态途径与液态途径的排放量以及2004—2015年的监测结果,并将监测结果与本底调查结果及海水水质标准规定的数值进行了比较。监测结果表明,电站运行前后海水中¹³⁷Cs活度浓度与本底调查结果有明显差异;监测结果远小于海水水质标准规定的数值。     

CENDL库中Fe、W评价数据的改进对屏蔽积分实验计算结果的影响

利用中国原子能科学研究院核数据重点实验室中子积分实验装置,分别完成了氘氚中子与不同尺寸Fe、W样品作用的泄漏中子飞行时间谱实验测量。利用MCNP 4C程序开展了泄漏中子飞行时间谱的模拟计算,Fe和W的评价数据分别采用CENDL 32库及CENDL 31库的数据,并将两数据库模拟结果与实验结果进行对比分析,重点分析了CENDL 32库中Fe和W的数据的改进与不足。结果表明：对Fe中子评价数据,CENDL 32库在弹性散射能区、连续能级非弹性散射能区及分立能级非弹性散射能区,模拟结果均与实验结果符合较好,较CENDL 31库有明显改善;对W中子评价数据,CENDL 32库在非弹性散射能区的模拟结果与实验结果符合较好,较CENDL 31库有明显改善,但在弹性散射能区模拟结果高于实验结果,在(n,2n)反应能区模拟结果低于实验结果。CENDL 32库关于天然W的中子评价数据有待进一步改善。     

铅铋冷却快堆子通道热工水力初步数值分析

为探索铅铋冷却快堆子通道的热工水力特性,自主研发了SACOS-PB子通道程序。本工作以矩形通道9根棒束组件为例,使用SACOS-PB程序对铅铋冷却快堆子通道的温度场进行了模拟分析,并用CFX软件进行验证。结果显示,SACOS-PB程序计算结果与文献值比较符合,与CFX软件计算结果符合度也较高。使用SACOS-PB程序分析比较了3种组件结构,表明在铅铋冷却快堆中更适宜使用六边形通道,为进一步对铅铋冷却快堆子通道进行热工水力特性分析奠定了基础。     

湍流模型对安全壳内氢气浓度场模拟的影响

利用计算流体力学程序FLUENT和GASFLOW研究了不同湍流模型下，氢气在安全壳内的传输与混合过程。计算结果表明：RNG k-ε模型能够得到较合理的结果，它能够较好的模拟氢气的质量扩散，动量扩散和湍流特征；FLUENT标准k-ε模型、标准k-ε模型和GASFLOW中k-ε模型能够在氢气浓度场分布上得到与RNGk-ε模型基本一致的结果，但由湍流导致的各种流动参数的波动不能在前三个模型中得到满意的模拟；GASFLOW中代数模型没能较好的模拟氢气的质量扩散和动量扩散，氢气的浓度场分布与其他模型的计算结果存在较大的差别。因此，选择合适的湍流模型，对于研究严重事故下安全壳内的氢气分布有重要的意义。     

脉冲堆的自稳定性计算

介绍一种用于脉冲堆自稳定性分析的计算方法－增广矩阵法,并用该方法编制程序进行仿真计算,又将本计算结果与相应物理计算结果进行了比较,比较表明：该方法是有效的,计算结果也符合有关设计准则的要求。     

The structural mechanics software series: eds.: Walter D. Pilkey and Nicholas Perrone,The University Press of Virginia,Charlottesville, VA 22903. Vol. I,viii + 630 pp. (1977);Vol. II,viii + 456 pp. (1978) $25.00 each volume.

In this paper preliminary results of the URANUS-code are compared with the results of the EPRI code evaluation project on the basis of some selected data cases. The necessary URANUS input requirements were not adequately fulfilled by EPRI's general code input. Further information is mainly needed for densification. Consequently, the results are preliminary ones. Nevertheless, URANUS results showed a satisfactory agreement with other code predictions and with experimental data. The fact that all results are consistent has to be stressed. No numerical stability problems occurred and the computer costs turned out to be very reasonable, still a potential for further reduction of computer costs exists. Thus, this first benchmarking of the URANUS code showed satisfactory results.     

核素迁移延迟系数对环境评价结果的影响

环境影响报告书是实施环境影响评价制度的一项重要内容。本文讨论了核素在地质介质迁移研究中所用的延迟系数对下游计算点最大浓度计算结果的影响。实验结果表明：延迟系数并非常数;而计算结果显示：延迟系数对下游计算点的最大浓度计算结果有较大的影响。如果这些问题得不到足够的注意和应有的解决,将可能极大地影响评价结果的保守性,从而影响计算结果的可信性。文中指出,核素迁移模式中所应用的延迟系数应该由实测得到,而不要用某些公式由分配系数推导,以免对浓度计算,进而对后果计算带来较大的不保守性。     

Sound wave propagation in a rarefied gas-II: Gross-Jackson model

In a previous work on sound propagation in rarefied gases, the authors had reported results obtained by the use of the BGK model. These results are now compared with some new results obtained by the use of the Gross-Jackson model N=5) for Maxwell molecules. It is concluded that results are only slightly model dependent.     

LOCA工况下环形燃料元件内包壳外压屈曲试验研究

环形燃料一种安全高效的新型核燃料。为对环形燃料元件冷却剂丧失事故（LOCA）下整体受压失效形式的问题进行研究,将环形电加热棒、模拟芯块和试验件组装成试验装置,在空气环境中,以环形电加热棒外加热的方式,对环形燃料元件内包壳进行了外压屈曲试验,并将试验屈曲压力与Bresse?Bryan公式计算结果和特征值屈曲数值模拟分析结果进行了对比分析。结果表明：Bresse?Bryan公式计算结果除以安全系数m=2?5得到的结果高于试验结果而不够保守,试验结果分布于特征值屈曲数值模拟分析结果的1/5?1/3之间。本文结果可为环形燃料元件安全评价及后续工程化提供基础数据。     

GASFLOW中气溶胶再悬浮模型与RnR模型对比研究

以用于RnR模型验证的气溶胶再悬浮试验的设计参数及条件为基础，利用GASFLOW程序构建分析模型进行模拟计算，并与RnR模型的计算结果和试验数据进行对比。研究结果表明：在发生再悬浮的主要阶段，GASFLOW能较好地模拟气溶胶再悬浮行为；在较低气流速度的条件下，RnR模型分析结果更接近试验数据；在较高气流速度的条件下，GASFLOW再悬浮模型分析得出的结果更加保守。为提升计算结果的准确性，建议加入对黏附力概率分布特性的考虑，并进一步研究在GASFLOW中开发RnR模型的可行性。     

Comparative Study between Aerosol Resuspension Model in GASFLOW and RnR Model

Based on the design parameters and conditions of the aerosol resuspension test for the validation of the RnR model, an analysis model was built by using GASFLOW code for calculation and simulation, and the results were compared with the calculation results of RnR model and the test data. The study results show that GASFLOW can simulate aerosol resuspension well in the main stage of resuspension. Under the condition of lower air velocity, the analysis results of RnR model are closer to the test data. Under the condition of higher air velocity, the results of GASFLOW model are more conservative. In order to improve the accuracy of the calculation results, it is suggested to consider the probability distribution characteristics of adhesion, and carry out further study on the feasibility of developing RnR model in GASFLOW.     

分段γ扫描自吸收校正法分析残渣和废物中的铀,钚含量

叙述了用于非破坏分析残渣和废物中的铀、钚含量的分段γ扫描自吸收校正法（简称分段γ扫描法）。研究了分段γ扫描测量核工厂实物盘点中含铀、钚各类非均匀样品的刻度方法，分析了各种测量条件对γ自吸收校正及测量结果的影响。本方法与化学破坏分析法进行了比对分析，结果表明分段γ扫描自吸收校正法与化学破坏分析法的偏差为－３．６％，在分析误差范围内符合得很好。本分析方法成功地应用于核工厂实物盘点现场分析，测量了４类中低密度含铀、钚的残渣和废物样品，测量结果的不确定度为５％。     

蒙特卡罗共轭输运法计算反应堆压力容器快中子注量率

为了保证压力容器（RPV）在核电厂寿期内的安全,通过理论方法准确评估其受到的快中子积分注量率非常重要。本文提出了一种应用共轭输运理论解决深穿透问题的计算方法,并将该方法的计算结果与基准题HBR-2给出的实测值及确定论方法的结果进行了比较。结果表明：本文计算结果与基准题给出的实测数据吻合良好,大多反应率计算相对误差小于10%,最大相对误差不超过35%;70%以上的计算结果准确性优于确定论方法,表明本文提出的解决蒙特卡罗深穿透问题的方法是有效且准确的。     

基于MPS方法模拟液态铅铋合金中弹状气泡上升

基于移动粒子半隐式(MPS)方法对液态铅铋合金中单个弹状气泡的垂直上升行为进行数值模拟,得到弹状气泡上升过程的形态变化、气泡最终上升速度拟合直线及下降液膜厚度与下降液膜中的轴向速度分布。将部分数值模拟结果与文献中的实验结果进行比较,揭示了弹状气泡最终上升速度、下降液膜厚度及其中轴向速度分布所满足的规律。比较结果证明了所选取计算模拟模型的正确性与合理性,以及MPS-MAFL方法用于模拟弹状气泡上升行为的准确性与可靠性。     

启明星Ⅱ快中子能谱区裂变率分布研究

使用MCNP程序对启明星Ⅱ进行了裂变率分布的详细计算分析。根据理论计算的分布规律,优化了实验测量裂变率分布方案,合理布局了探测器位置。用固体核径迹探测器开展了启明星Ⅱ快中子能谱区裂变率分布的实验测量研究,确定了快中子能谱区的裂变率分布。测量结果显示：快中子能谱区裂变率分布与理论计算结果基本符合。测量结果对ADS次临界反应堆确定堆芯裂变功率提供了数据参考。     

基于U型管式蒸汽发生器倒流理论模型的倒流临界简化判定准则

在U型管倒流问题中,倒流临界点的准确判断较为重要。本文建立了U型管倒流特性的理论分析模型,并基于理论分析模型对倒流临界判定准则进行了简化,将倒流理论分析模型和倒流临界简化判定准则的计算结果与实验结果进行对比。结果表明,倒流理论分析模型和倒流临界简化判定准则的计算结果与实验结果符合较好,平均相对误差的绝对值分别为3.4%和3.7%,说明倒流理论分析模型和倒流临界简化判定准则对倒流点预测结果较为准确。      

秦山二期核电厂反应堆下腔室交混特性CFD分析研究

运用CFD方法对秦山二期核电厂反应堆下腔室的冷却剂流动及交混特性进行了计算分析,并与反应堆整体水力模拟试验结果进行对比。结果显示:对于堆芯入口流量分配特性,无论采用迎风差分格式还是高精度差分格式,CFD计算结果均与试验结果符合较好;对于下腔室交混特性,两种差分格式的计算结果均与试验结果差异较大,相对而言,迎风格式的计算结果在最大与最小交混因子方面与试验结果更接近。进一步分析发现,是否考虑主泵引起的螺旋流动很可能是造成计算与试验结果偏差的主要原因。     

中国实验快堆首次临界装料方案研究

本文对中国实验快堆的首次临界装料方案进行研究。分别给出首次临界装料方案的理论计算和试验结果,通过对比分析,对所采用的装料方案进行评价,同时对计算程序进行验证。研究结果表明,中国实验快堆物理启动过程中所采用的装料方案能顺利完成整个装料过程,满足试验要求,且理论计算结果与试验结果符合较好,说明选用的计算程序可用于中国实验快堆临界装料方案研究。