基于蒙特卡罗方法的引入中子阱结构板式燃料研究堆堆芯物理分析

对于研究堆,在堆芯功率不变的情况下,通过引入中子阱结构可大幅提高阱内热中子注量率峰值,同时这一结构的引入势必会对堆芯产生很大的影响,故需深入全面分析。本文参考国际上著名的研究堆,建立新型带有中子阱结构的研究堆物理分析模型,使用自主开发的堆用蒙特卡罗程序RMC探讨Be阱内热中子注量率峰值随阱外径的变化关系,并在该最佳Be阱尺寸下,比较无阱(Al)结构与Be阱结构堆芯热中子注量率峰值以及功率峰值因子。在堆芯热功率不变的条件下,Be阱结构内的热中子注量率峰值是无阱堆芯的2.6倍,而相应的功率峰值因子只提高了11%,这充分说明了引入中子阱结构是提高研究堆热中子注量率峰值的一种经济有效的方法。     

HFETR堆芯热中子阱研究

采用扩散和输运两种方法对高通量工程试验堆（HFETR）热中子阱进行研究。计算结果表明：水热中予阱的最佳热阱半径为6．0cm,其最大热中子注量率约是无阱时最大热中子注量率的3．1～3．7倍;铍一水热中子阱的最佳热阱半径分别为7．5cm（扩散方法）和2．5cm（输运方法）,其最大热中子注量率约是无阱时最大热中子注量率的3．2～4倍．     

~(31)P(n,γ)~(32)P核反应制备高纯度磷[~(32)P]酸钠溶液

本研究以纯度为99.999%的赤鳞为靶料,通过~(31) P(n,γ)~(32) P核反应,在高通量工程试验堆(HFETR)内,热中子注量率为1.1×10~(14) n·cm~(-2)·s~(-1)时辐照28d。将辐照后的靶料用硝酸溶解、过氧化氢氧化、碳酸钠中和等化学处理,获得pH为7.0、放射性核纯度为99.999%、放化纯度为98.7%、放射性浓度为2.43×109 Bq·mL-1的有载体磷[~(32)P]酸钠溶液,其中磷含量为6.13mg·mL-1,满足2015年版《中国药典》对磷[~(32)P]酸钠口服溶液的技术指标要求。     

LT-21铝合金堆内挂片腐蚀研究

试验研究了重水研究堆内壳用LT-21铝合金堆内挂片的辐照腐蚀性能。堆内重水维持正常水质标准,〔Cl~-〕≤0.1×10~(-6),〔Cu~(2 )〕≤0.05×10~(-6),重水温度为5～90℃,重水流速0.06m·s~(-1),重水由氦气覆盖。挂片在堆内重水中暴露时间大致为1,2,3,4,5a,中子注量分别为0.94×10~(21),1.42×10~(21),1.96×10~(21),2.68×10~(21),3.21×10~(21)n·cm~(-2)。LT-21     

白云母迹径探测器测量宽范围的绝对热中子注量率

我们用白云母径迹探测器测量了几种堆型的绝对热中子注量率,与活化金箔法测量结果在5％内符合。测量范围为10~2～10~8n/cm~2s。 1.原理 在所测的中子场中,裂变材料制成的靶(如~(235)U)受到热中子辐照后产生裂变,当固体径迹探测器与裂变靶贴在一起时,记录下径迹数,即可求得中子场的注量率:     

LT-21铝合金堆内挂片腐蚀研究

试验研究了重水研究堆内壳用LT—21铝合金堆内挂片的辐照腐蚀性能。堆内重水维持正常水质标准,[Cl~-]≤0.1×10~(-6),[Cu~(2 )]≤0.05×10~(-6),重水温度为5～90℃,重水流速0.06m·s~(-1),重水由氦气覆盖。挂片在堆内重水中暴露时间大致为1,2,3,4,5年,中子注量分别为0.94×10~(21),1.42×10~(21),1.96×10~(21),2.68×10~(21),3.21×10~(21)n·cm~(-2)。LT-21铝合金的均匀腐蚀速率≤1μm·a~(-1),点腐蚀轻微,5批样品的腐蚀氧化膜厚度分别为3.1,5.7,5.5,10.0,12.5μm。     

热中子辐照提高YBCO和GdBCO超导材料Jc的研究

利用重水反应堆水平孔道热中子对熔融织构生长(Melt-Textured Growth)的YBa_2Cu_3O_(7-y)和GdBa_2Cu_3O_(7-y)超导材料进行辐照研究。前者共8个样品,热中子注量为3.7×10~(11)-1.4×10~(17)cm~(-2);后者共6个样品热中子注量为5.2 ×10~(13)-4.7×10~(16)cm~(-2)。样品辐照前后,用移动样品磁强计测量其磁滞回线并推算出临界电流密度进行比较。YBCO结果表明,当热中子注量大于10~(17)cm~(-2)时,J_c可增加一倍以上。GdBCO样品也有明显增加。在上述热中子注量范围内,J_c值增量随辐照注量增加而增加,并且高场时增加值比低场时更大。这可能是由于随着辐照注量增加,缺陷增多,钉扎中心密度增加,两钉扎中心的相对距离减小。这更有利于高场下的钉扎作用。     

利用HFETR制备高比活度锶-89溶液

通过高通量工程实验堆(HFETR),利用核反应~(88)Sr(n,γ)~(89)Sr制备高比活度~(89 )SrCl_2溶液,用于骨转移癌的治疗。以高纯富集~(88)SrCO_3为靶料,在热中子注量率约2×10~(14 )n·cm~(-2)·s~(-1)条件下辐照56d,经溶解、过滤,制得无色澄清的~(89 )SrCl_2溶液,~(89 )Sr比活度7.77×10~9～1.08×10~(10 )Bq·g~(-1),活度浓度3.59×10~8～1.21×10~(9 )Bq·mL~(-1),γ杂质含量0.11%～0.14%,铝含量小于2μg·mL~(-1)(活度浓度换算为7.4×10~(7 )Bq·mL~(-1)时),明显优于《中国药典》指标。~(89)SrCl_2溶液经检验,满足行业要求,可用作生产~(89)SrCl_2注射液的原料。本研究完成单次7.4×10~(10 )Bq级高纯度和高比活度~(89)Sr制备装置研发,对医用同位素产品国产化具有重要意义。     

~6LiH 过滤盒的性能研究及其在剂量测量中的应用

本文给出了~6LiH 过滤盒的中子、γ射线吸收性能的实验结果。壁厚约为1.5mm 的~6LiH 盒对反应堆热中子的吸收与0.5mm 厚的 Cd 相当;利用壁厚为2mm 的~6LiH 盒,测得~7LiF、~6LiF 和天然 LiF 热释光剂量计(TLD)的热中子响应系数分別为6.2×10~(-10)、1.06×10~(-7)和2.5×10~(-8)R·cm~2;通过与 Cd 盒比较,得到 Cd 的俘获γ系数为4.96×10~(-9)R·cm~2。介绍了用包~6LiH的 LiF-TLD 测量反应堆周围中子-γ混合场中的热中子和γ射线剂量。     

高额超热中子束流治疗孔道低浓化BNCT堆初步设计方案

根据硼中子俘获治疗(BNCT)中子源的要求,在高浓铀为燃料的微型反应堆(MNSR)的基础上,以富集度19.5%的UO2为燃料,将其堆芯低浓化并且添加水平超热中子束流治疗孔道,开展超热中子束流BNCT堆堆芯低浓化初步设计。计算BNCT堆的超热中子注量率、单位超热中子注量的快中子剂量率、单位超热中子注量的γ光子剂量率、超热中子注量与热中子的注量之比、中子束流能谱等关键参数。结果表明,该设计可以得到优良的超热中子束流。     

高通量工程试验堆~(14)C生产估算

通过计算热中子利用率来估算靶件对堆芯反应性的影响,同时使用燃料管理程序进行校算。估算结果表明,堆芯80盒元件可装氮化铝靶料4000 g,对反应性的影响约为-250×10-5,使堆芯寿期缩短约60MW·d;14C的年产量可达1.0×1012 Bq。高通量工程试验堆(HFETR)的堆芯核设计和运行结果表明,该估算是正确、合理的。     

高通量工程试验堆~(14)C生产估算

通过计算热中子利用率来估算靶件对堆芯反应性的影响,同时使用燃料管理程序进行校算。估算结果表明,堆芯80盒元件可装氮化铝靶料4000 g,对反应性的影响约为-250×10-5,使堆芯寿期缩短约60MW·d;14C的年产量可达1.0×1012 Bq。高通量工程试验堆(HFETR)的堆芯核设计和运行结果表明,该估算是正确、合理的。     

低能电子辐照对环氧树脂性能的影响

为了研究低能电子辐照对环氧树脂的体积电阻率、邵氏硬度、拉伸强度和官能团结构的影响,本文在电子辐照能量为30 keV,注量率1×10~(11) cm~(-2)·s~(-1),总注量为1.6×10~(14) cm~(-2),真空度10~(-6) Pa条件下,结合国家标准对辐照前、后环氧树脂材料的机械性能和结构进行表征。结果表明,辐照后环氧树脂材料的体积电阻率、邵氏硬度、拉伸强度等宏观物理性能均有下降。傅里叶红外光谱图显示环氧树脂主要官能团强度降低,产生的·H、·OH等自由基与聚合物分子上的羟基与氢结合。研究结果对环氧树脂材料在辐射环境中的使用具有重要意义。     

环形元件超高通量堆堆芯初步概念设计

基于环形燃料元件,提出了一种超高通量堆(UFR)堆芯概念设计。UFR燃料组件设计采用61个燃料元件构成的六角形组件,堆芯采用52盒燃料组件、9盒控制棒组件和厚反射层设计。通过开展堆芯概念设计方案评价,给出了堆芯循环长度、中子注量率、中子能谱、中子空间分布等关键参数。结果表明,在当前的总体参数下所提出的UFR的最大中子注量率可达到1.0×10¹⁶ cm^-2·s^-1。     

我国第一座脉冲反应堆

我国第一座脉冲反应堆是座小型池式研究堆,采用铀氢锆(UZrH_(1.6))燃料-慢化剂粗棒元件。堆芯靠轻水自然循环冷却,石墨作反射层。该堆具有很大的瞬发负温度系数,不仅能稳态运行,而且还能进行独特的脉冲运行和方波运行。稳态运行额定功率1000kW,堆芯平均热中子通量1.4×10~(13)n/(cm~2·s),当引入3元(2.1×10~(-2)△K/K)瞬发正反应性脉冲运行时,峰功率约为3420MW,中子通量峰值约为6×10(16n)/(cm~2·s)。固有安全、经济及多功能是该堆型最显著的特点。本堆已于1990年7月22日达到首次临界,尔后开始试运行。     

熔盐实验堆MSRE堆芯罐和反应堆容器辐照损伤计算与分析

本文采用蒙特卡罗程序MCNP5对熔盐实验堆MSRE的堆芯罐和反应堆容器的中子辐照损伤量--原子离位数率(DPA rate)进行计算与分析。确定了堆芯罐和反应堆容器上的中子注量率分布,对其中中子注量率最大的区域进行详细的原子离位数率计算。计算显示堆芯罐和反应堆容器最大的原子离位数率均发生在内表面、堆中心平面处、θ角度在22°~34°之间的区域,最大原子离位数率可达3.90×10^-9s^-1,且快中子对原子离位数率贡献要大于热中子。研究结论对新概念熔盐堆设计和参数选择具有重要的实际意义。     

国产A508-3钢288℃中子辐照考验

<正>对国产反应堆压力容器用A508-3钢在实验堆中进行了中子辐照考验,用于材料后续的辐照力学性能研究。考验温度为实际服役温度288℃,快中子注量为5×10~(19) cm~(-2)(E1 MeV)。中子辐照考验在中国原子能科学研究院49-2游泳池堆H8湿孔道开展。为达到试验要求,结合堆芯物理参数、H8孔道尺寸和辐照要求,设计了     

14 MeV快中子照相准直屏蔽系统的设计与优化

基于强流氘氚中子源科学装置HINEG设计了一套快中子照相准直屏蔽系统。采用中子输运设计与安全评价软件系统SuperMC和ENDF/B-Ⅶ.0数据库计算了准直中子束的中子能谱及注量率、γ射线能谱及注量率、直射中子注量率与γ射线注量率比值(φ_d/φ_γ)、直射与散射中子注量率比值(φ_d/φ_s)、准直束中子注量率的不均匀度等特性参数,并采用MCNP5程序进行了对比验证。研究了准直屏蔽系统的内衬材料、尺寸等对特性参数的影响规律,并通过优化获取了最优设计方案。计算结果显示,在同等计算条件下,SuperMC计算结果与MCNP计算结果相对偏差小于1%,准直屏蔽系统的φ_d/φ_γ为50.1,φ_d/φ_s为5.7,在?30 cm视野范围内的中子注量率为4.80×10~7 cm~(-2)·s~(-1),其中直射中子注量率为4.09×10~7 cm~(-2)·s~(-1),中子注量率不均匀度为5.8%,满足快中子照相对准直束特性参数的要求。     

阴离子交换法从高通量堆辐照二氧化钍中分离铀

目前世界上已探明的具有开采价值的钍资源几乎与铀相等。Th/U燃料循环的主要优点在于~(233)U,相对于U/Pu燃料循环中的~(239)Pu,有更高的中子产额。事实上只有用钍作为再生燃料,热堆才可能实现增殖。作为钍基核燃料利用的基础研究的一部分,我们制订了一个从辐照二氧化钍中分离~(233)U( ~(232)U)的阴离子交换程序。每个辐照样品压成小药丸状、重80 mg的核纯ThO_2。装入辐照管中,在国内热功率为12.5万千瓦的高通量工程试验堆的铍反射层中辐照。热中子通量为2×10~(14)中子/cm~2·s,快热中子比为1:1。热中子积分通量约为1×10~(20)—1×10~(21)中子/cm~2。照好后的样品移至水池冷却,数月后处理。二氧化钍用含NH_4F及AlCl_3的浓HCl加热迥流溶解,然后将料液调至8 mol/1 HCl     

半导体夹心谱仪测量裂变中子能谱的不确定度

本文通过对中子能谱的不确定度的阐释,明确提出了中子能谱的不确定度应理解为能区份额或某一能量范围内中子注量(率)的不确定度。以6 Li夹心半导体中子谱仪测量CFBR-Ⅱ堆泄漏中子谱为例,对3个典型能区的中子注量率谱的不确定度进行了分析。当全谱中子注量率为3.00×107 cm-2·s-1时,0~20keV能区内的中子注量率为5.70+2.38-0.33×105 cm-2·s-1(不确定度中的包含因子k=1),0.59~0.61MeV能区内的中子注量率为(4.32±0.87)×105 cm-2·s-1(k=1),4.99~5.01MeV能区内的中子注量率为0.094+0.028-0.022×105 cm-2·s-1(k=1)。