核爆产物140Ba在大气中传输的理论分析

文章阐述核爆产物¹⁴⁰Ba在大气中传输的分析方法。从伊藤随机微分方程出发，得出解马尔可夫过程的福克 普朗克方程，证明了欧拉对流扩散方程和拉格朗日随机蒙特卡罗方法具有等价性。研究了放射性核素在大气中传输时湍流的参数化处理，包括沿水平方向和垂直方向的扩散系数、摩擦速度及Monin-Obukhof长度等。分析了²³⁹Pu裂变时各种核素衰变到¹⁴⁰Ba的衰变链及裂变产额。通过解衰变链方程，定出1ktTNT当量钚弹爆炸时产生的¹⁴⁰Ba放射性活度的时间分布源。在考虑了一个具体的地形分布和气象数据影响的情况下，计算给出了¹⁴⁰Ba在大气中放射性活度体密度随空间和时间变化的等值线图。     

裂变产物放射性时间特征模拟

利用放射性随时间衰变的规律,编制了239Pu裂变产物不同时刻γ放射性强度计算程序。该程序在衰变路径的处理上采用图的深度优先遍历计算方法,可以有效地计算停止辐照后不同时刻的裂变产物能量强度谱,计算任意时刻的放射性总强度,实现了裂变产物衰变链计算的程序化。     

由~(137)Cs,~(144)Ce和~(148)Nd为监测体测定燃耗中的辐照史校正方法

在通过测定~(137)Cs,~(144)Ce,~(148)Nd等裂变产物监测体浓度推算辐照燃料燃耗的方法中,需要裂变产物的平均裂变产额、(n,γ)俘获反应的修正量、放射性裂变产物的堆内衰变修正量,可裂变核素的平均裂变能量等参数。这些参数是同燃料的辐照历史密切相关的。本文介绍一种计算这些参数的方法、计算机程序概况和计算结果。本方法有下述特点:1.采用燃耗物理计算获得的可裂变核素核密度及裂变截面作为本程序的输入数据。2.采用燃耗值的初始实验结果反推燃料辐照期间的中子通量。3.精确计算了~(137)Cs和~(148)Nd两种监测体(n—1)衰变链和n衰变链中子俘获反应的修正量。从而提高了各种参数的精确度。对于浅燃耗天然铀辐照燃料的应用例,计算结果表明,~(137)Cs,~(144)Ce,~(148)Wd获得燃耗结果的修正量分别为 0.29%, 16.40%,-2.75%。本方法对燃耗结果可能引入的误差分别为±0.1%,±0.3%,±0.6%。     

由~(137)Cs,~(144)Ce和~(148)Nd为监测体测定燃耗中的照射史校正方法

在通过测定~(137)Cs,~(144)Ce,~(148)Nd等裂变产物监测体浓度推算辐照燃料燃耗的方法中,需要裂变产物的平均裂变产额、(n,r)俘获反应的修正量、放射性裂变产物的堆内衰变修正量、可裂变核素的平均裂变能量等参数。这些参数是同燃料的辐照历史密切相关的。本文介绍一种计算这些参数的方法、计算机程序概况和计算结果。本方法有如下特点:1.采用燃耗物理计算获得的可裂变核素核密度及裂变截面作为本程序的输入数据。2.采用燃耗值的初始实验结果反推燃料辐照期间的中子通量。3.精确计算了~(137)Cs和~(148)Nd两种监测体(n—1)衰变链和n衰变链中俘获反应的修正量。从而提高了各种参数的精确度。对于浅燃耗天然铀辐照燃料的应用例,计算结果表明,~(137)Cs,~(144)Ce,~(148)Nd获得燃耗结果的修正量分别为+0.29%,+16.40%,-2.75%。本方法对燃耗结果可能引入的误差分别为±0.1%,±0.3%,±0.6%。     

利用缓发γ射线吸收剂量率测定~(235)U裂变数的方法研究

裂变数的测定通常是利用HPGe探测器无损测量的方法,但这种方法难以在高辐射通量情况下获取实时数据。针对上述场景,本文引入了剂量率测定裂变数的方法,并进行了可行性验证。本文利用数值计算方法计算裂变产物衰变链上各核素含量随时间动态变化情况,结合CENDL3.0库及ENDF BVII.1库中的产额数据及核衰变数据,计算了热中子辐照铀靶后距裂变产物约1 m处空气总吸收剂量率随时间的变化规律。在西安脉冲反应堆跑兔装置上辐照铀靶,跟踪了距裂变产物约0.5 m处总吸收剂量率变化曲线,结合理论计算结果获取了裂变数。计算均值与后期高纯锗探测器测量铀靶所得裂变数偏差为7%,这表明利用缓发?射线剂量率测定235U裂变数的方法可行,可用于较强剂量场下快速确定核燃料的裂变数。     

聚变-裂变混合堆放射性计算

研制了聚变一裂变混合堆放射性计算程序FDKR和配套的衰变链数据库AF—DCDL—IB。应用该程序计算了磁镜混合堆(CHD)概念设计中活化产物、裂变产物和锕系元素的放射性、衰变功率和潜在生物危害因子BHP。本文简要介绍了该程序和数据库并给出了有关的计算结果。     

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。     

秦山核电站考验元件燃耗的辐照史校正计算

通过实验测得反应堆停堆时刻裂变产物~(137)CS、~(148)Nd等监测体的浓度值,进而推算出辐照燃料元件的燃耗值是通常采用的方法。它需要若干参数,如裂变产物的平均裂变产额,反应(n,γ)的修正量,放射性裂变产物的堆内衰变修正量,可裂变核素的平均裂变能量等。这些参数都同燃料的辐照历史紧密关联。本文概述了上述参数的计算方法并给出了计算结果。方法的主要特点是:1.以考验元件的实际参数为输入数据;2.根据反应堆实际运行史反复循环模拟计算;3.除计算重核素及所要求的裂变产物的原子浓度和放射性外,仔细计算了~(137)Cs和~(148)Nd等核素(n—1)衰变链中子俘获反应的修正量。     

银镀层影响裂变偶响应时间的数值计算

分析了带银镀层裂变偶的传热过程,建立了数学模型,将裂变偶分成了铀球、银镀层和热偶丝3个区域,分别给出了各区域的二维传热方程和初、边值条件,用有限差分法对其进行数学离散,建立了相应的差分格式.使用C语言编制程序,计算得出银镀层引起的响应滞后时间τ=123 ns.计算结果表明:镀银不会对裂变偶探测器的响应性能带来明显影响.     

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。     

应用MECLOR对严重事故实验Phebus FPT3的模拟分析

使用MECLOR1-8.6程序对严重事故实验Phebus FPT3进行了模拟分析。通过建模计算,得到了严重事故过程中燃料棒的行为,氢气的产生,裂变产物的释放、迁移和沉降及安全壳的热工水力响应等相关数据。计算值与实验值的对比分析表明,燃料棒的行为、氢气产生的时间和趋势及安全壳的热工水力响应与实验值吻合良好。由于相应程序模型的限制,最终产氢的总量及裂变产物相关的计算值与实验值有所不同。其中,计算的氢气总量较实验值偏小,计算的裂变产物释放量和在安全壳中的沉降量大多较实验值稍高。此外,还利用快速傅里叶变换方法（FFTBM）对整个建模计算进行了详细的定量化评估。     

Angle and energy distributions of fission neutrons

Using the statistical model of the nucleus the angle distribution of fission neutrons is determined taking into account the anisotropy in the angle distribution of the fission fragments. The latter quantity is approximated by a simple expression of the form 1 + kcos² α. It is assumed that the neutrons are emitted isotropically in the coordinate system in which the fragment is at rest. Using U²³⁸, a calculation is carried out to determine the values of P — the ratio of the intensity of fission neutrons emitted in the direction of the incident neutrons to that of neutrons emitted perpendicularly to the incident beam — at various energy values of the primary and secondary neutrons (in the region from 1 to 10 Mev). The mean value of P in fission in U²³⁸ by neutrons characteristic of a fission spectrum is found to be approximately 1.13. The energy spectra for fission neutrons at various primary-neutron energies are also obtained. The method of calculation can also be employed in investigations of the anisotropy of neutrons produced in fission of other nuclei.     

我国核电站长寿命裂变产物及超铀核素累积量预测

根据我国能源需求和核电发展状况的研究结果。对未来50年核电总体装机容量和乏燃料增长趋势进行了预测,对乏燃料中次量锕系核素、钚和几种长寿命裂变产物进行了计算,获得了累积量的预测数据。     

Angle and energy distributions of fission neutrons

Using the statistical model of the nucleus the angle distribution of fission neutrons is determined taking into account the anisotropy in the angle distribution of the fission fragments. The latter quantity is approximated by a simple expression of the form 1 + kcos² .It is assumed that the neutrons are emitted isotropically in the coordinate system in which the fragment is at rest.Using U²³⁸, a calculation is carried out to determine the values of P — the ratio of the intensity of fission neutrons emitted in the direction of the incident neutrons to that of neutrons emitted perpendicularly to the incident beam — at various energy values of the primary and secondary neutrons (in the region from 1 to 10 Mev). The mean value of P in fission in U²³⁸ by neutrons characteristic of a fission spectrum is found to be approximately 1.13. The energy spectra for fission neutrons at various primary-neutron energies are also obtained. The method of calculation can also be employed in investigations of the anisotropy of neutrons produced in fission of other nuclei.In conculations the authors wish to thank V. K. Sauleva for setting up the prograsm for the electronic computer.     

反应堆中气体裂变产物释放问题的研究

在对反应堆气体裂变产物的研究中,需要了解作为固体裂变产物子体的氪、氙气体的释放率问题.本文对有较长半衰期前驱物的135Xe的测量数据进行了具体分析,根据在不同取样时间下分析所得的裂变反应事件数量应一致的原则,得到哪种释放模型更符合真实情况的结论.以期能对释放问题给出一个有价值的参考意见.     

Point by Point model calculation of the prompt neutron multiplicity distribution P(ν) for spontaneous and neutron induced fission of actinides

The prompt neutron multiplicity distribution P(ν) is a very sensitive quantity which depends on the model calculation of the multi-parametric matrix ν(A,TKE) and on the fission fragment distributions.     

用于CSNS反角白光中子能谱及注量率测量的快裂变室

即将建成的中国散裂中子源(China Spallation Neutron Source,CSNS)反角白光中子束线可为核数据测量提供高注量率的脉冲白光中子束流,填补我国核数据测量用白光中子源的空白,提高我国核数据测量水平,满足核能、核技术及基础核物理研究对核数据的需求。该束线建成后,其中子能谱及注量率的精确测量将是开展其它物理实验的基础,快裂变电离室因其独特优点被选为中子能谱和注量率测量探测器。通过实验研究了快裂变电离室的粒子分辨性能、时间分辨性能;确定阴、阳极的合理间距为10 mm,据此测得电离室的时间分辨约15 ns;利用235U样品量计算的探测效率与利用伴随粒子法给出的探测效率在不确定度范围内符合,因此可以标定快裂变室的探测效率。通过这些工作,完成了满足反角白光中子束能谱及注量率测量需求的快裂变室的物理设计。     

基于抽样方法的燃耗计算核素积存量不确定度分析

基于抽样基本原理研究了应用于燃耗计算的不确定度分析方法,并开发了燃耗计算不确定度分析程序。基于评价核数据库ENDF/B-Ⅷ.0的裂变产额标准差和衰变常量标准差计算得到了衰变常量协方差矩阵和带相关性的裂变产额协方差矩阵,并结合SCALE6.2程序包的56群反应截面协方差数据库,对Takahama-3压水堆组件基准题中SF95-4样品进行不确定度分析。计算了反应截面、衰变常量和裂变产额不确定度引起的核素积存量的不确定度。计算结果表明,反应截面的不确定度是锕系核素积存量不确定度的主要来源,裂变产额和衰变常量的不确定度对部分裂变产物的积存量会引入较大的不确定度。但考虑裂变产额相关性后,裂变产额引起的不确定度显著降低。     

A Proposal on Data Treatment In the Feynman-α Experiment

A new algorithm of Monte Carlo criticality calculations for implementing Wielandt's method, which is one of acceleration techniques for deterministic source iteration methods, is developed, and the algorithm can be successfully implemented into MCNP code. In this algorithm, part of fission neutrons emitted during random walk processes are tracked within the current cycle, and thus a fission source distribution used in the next cycle spread more widely. Applying this method intensifies a neutron interaction effect even in a loosely-coupled array where conventional Monte Carlo criticality calculation methods have difficulties, and a converged fission source distribution can be obtained with fewer cycles. Computing time spent for one cycle, however, increases because of tracking fission neutrons within the current cycle, which eventually results in an increase of total computing time up to convergence. In addition, statistical fluctuations of a fission source distribution in a cycle are worsened by applying Wielandt's method to Monte Carlo criticality calculations. However, since a fission source convergence is attained with fewer source iterations, a reliable determination of convergence can easily be made even in a system with a slow convergence. This acceleration method is expected to contribute to prevention of incorrect Monte Carlo criticality calculations.     

针对裂变产额和半衰期的燃耗计算灵敏度和不确定度分析方法

基于广义微扰理论推导了裂变产额和半衰期的燃耗灵敏度系数理论模型，该模型考虑了原子核密度和中子通量的相互影响，并开发了燃耗计算中有效增殖因数和原子核密度等响应参数对核数据的灵敏度和不确定度分析程序。基于评价核数据中裂变产物独立产额的标准差数据，产生了针对压缩燃耗数据库的裂变产额协方差矩阵，以提高不确定度的计算精度。基于ENDF/B-Ⅶ.1数据库量化了UAM基准题TMI-1栅元无限增殖因数及重要裂变产物和重核的原子核密度由裂变产额和半衰期引入的不确定度。数值结果表明，对于栅元无限增殖因数，裂变产额和半衰期引入的不确定度很小；对于部分裂变产物的原子核密度，裂变产额和半衰期会引入较大的不确定度。