裂变碎片瞬发中子数随质量分布的研究

基于TALYS程序计算结果，我们研发了利用放中子前后裂变碎片的质量分布计算裂变碎片瞬发中子数随碎片质量分布的方法。裂变碎片瞬发中子数随裂变碎片质量分布的形状依赖于裂变产生的激发能如何在两个碎片中分配。这个问题一直以来没有得到很好的解决。     

基于傅里叶级数展开的裂变位能曲面与碎片质量分布计算

裂变位能曲面是裂变核结构性质和裂变动力学研究的基础。本文使用傅里叶级数展开方法描述裂变过程中原子核的形状,采用基于Lublin Strasbourg Drop(LSD)宏观模型和Yukawa Folded微观模型计算了236U多维裂变位能曲面,研究了位能曲面随不同集体自由度(原子核拉长形变、左右碎片质量不对称度以及颈部宽度)的变化情况以及温度对位能曲面的影响。在位能曲面基础上采用基于Born Oppenheimer近似的三维集体模型描述原子核裂变过程,计算了236U裂变碎片质量分布,计算结果与实验数据符合较好,特别是质量分布的峰位,同时分析了核温度、零点能和颈部断裂概率半宽度对裂变碎片质量分布计算结果的影响。     

放中子前裂变碎片质量分布半经验公式

建立了一个放中子前裂变碎片质量分布5-Gauss半经验计算公式。对(n,f)和(n,n＇f) 裂变在~(232)Th-~(245)Cm范围内,公式与实验产额的绝对偏差不超过0.4%,最大偏差不超过0.8%。当精度要求不高时,也可以推广应用于更高激发能裂变。     

热能点瞬发中子数随碎片质量分布

利用半经验的激发能在两个裂变碎片中的分配方式，对n（热能点）＋235U裂变瞬发中子数随碎片质量分布v（A）进行了初步研究。计算结果给出与实验基本符合的V（A）分布（图1）。目前的研究结果表明：     

中能质子入射的裂变产物质量分布计算

采用量子分子动力学和统计衰变模型以及半经验的多模裂变模型等方法,分别对由200 MeV左右质子入射锕系和非锕系重核引起裂变的裂变产物质量分布进行了计算,通过拟合190 MeV p ~(208)Pb和170 MeV p ~(238)U的裂变产物质量分布的实验数据,对锕系和非锕系重核分别给出了用于多模裂变模型的两组拟合参数。并采用这两组参数计算了190 MeV p ~(197)Au,184 MeV p ~(209)Bi和190 MeV p ~(232)Th的裂变产物质量分布,与实验值比较可以看出,采用这个方法能够得到符合实验数据的计算值,这两组参数也可以推广用于处于这一能区的重核裂变产物质量分布的描述。     

基于协变密度泛函理论的258Fm诱发裂变动力学研究

采用基于协变密度泛函理论的含时生成坐标方法研究了258Fm低能诱发裂变动力学性质,重点探讨了裂变位能曲面、裂变碎片总动能分布和碎片质量分布等。研究表明,258Fm位能曲面中存在显著的对称裂变谷,因而其低能裂变碎片总动能分布与质量分布均呈单峰结构,且随剪裂线判据Qn（脖子处粒子数）从4减至1,碎片总动能分布变窄,碎片质量分布的峰值从988%增至1028%。此外,随初态激发能从83 MeV增至173 MeV,碎片质量分布峰值从988%降至855%。     

放中子前后裂变碎片质量分布的换算

给出了一个裂变中子产额分布的七点计算公式。经与从Ac到Cf范围内的裂变核素、其激发能由自发裂变高到45MeVα粒子诱发裂变的实验比较,该公式能较好地反映中子分布的主要特征。由于中子分布在产额的换算中只是起次要的作用,因此可以用来换算放中子前后质量分布。利用该公式进行换算后的质量分布能很好地再现实验分布的平均趋势。如果将该公式与放中子前裂变碎片质量分布半经验公式联合使用,将可直接计算放中子后的质量产额,而不需要利用任何实验数据,给出的绝对产额预测精度约为±0.5%。     

脉冲堆失水事故计算程序的开发和应用

由于西安脉冲堆的特点，致使国际上通用的瞬时堆芯裸露模型不能使用。中国核动力研究设计院建立了反映西安脉冲堆失水事故机理和过程的真实真芯裸露模型，开发了相应的计算机程序，用于分析和评价西安脉冲堆的安全特性。分析结果表明，真实堆芯裸露模型具有广泛的实用性，可用于计算全部侧面破口和底部破口的失水事故。在破口直径相同的条件下，西安脉冲堆侧面破口失水事故后果比底部破口失水事故严重。在目前的设计条件下，即使发生失水事故，西安脉冲堆也能满足安全准则的要求。     

主回路裂变产物源项计算程序CPFP的开发

分析了压水堆核电站一回路冷却剂中裂变产物的产生和迁移途径,建立了压水堆核电站主回路裂变产物源项计算模型,并开发了具有良好人-机界面的计算程序CPFP2.0。分别采用国外同类型软件和欧洲压水堆（EPR）堆型核电站的工程数据进行了测试,测试结果表明,CPFP2.0程序对于测试算例的计算结果与国外同类软件的计算结果之间的误差在工程可接受的范围内,与EPR堆型核电站的工程数据基本一致。      

宏观-微观模型和朗之万方法在低能核裂变研究中的应用

基于三维朗之万模型对低能核裂变动力学过程和断点构型进行了研究,其中位能曲面采用基于双中心壳模型和有限程液滴模型的宏观 微观模型计算得到,质量张量和黏滞张量分别采用Werner Wheeler方法和墙加窗一体模型得到。以14 MeV中子诱发235U裂变为例,分别研究了拉长形变空间和壳衰减因子对裂变碎片质量分布、总动能分布及断点处核拉长与质量非对称度关联的影响,确定了模型计算中拉长形变空间边界至少应为35R0（R0为球形核半径）,以及壳衰减因子的合理取值为60 MeV。基于该模型,计算得到了14 MeV中子诱发233,235U裂变碎片质量分布,与ENDF/B Ⅷ0评价数据符合较好,说明该模型具有定量计算裂变碎片质量分布的能力。     

3MeV中子诱发~(238)U裂变的质量分布

本文叙述了用放化法和Ge(Li)直接γ能谱法测量3MeV中子诱发~(238)U裂变的裂变产额。测得了38个核素的产额值,其中9个核素的产额尚未见文献报道。用实验值描绘出的质量-产额曲线下的总产额为200.2％。在重峰A=134处存在精细结构峰,在轻峰A=101-103处观测到一小峰。     

22MeV中子诱发~(235)U裂变的质量分布

用γ射线能谱法测定了22MeV中子诱发^235U裂变产额。裂变率用双裂变室测定，得到了29个质量链的产额。     

管道泄漏率计算模型研究和程序开发

在破前漏(LBB)技术的应用中,需要计算通过裂纹的泄漏量。本文根据均相非平衡流理论建立了泄漏率的计算模型,并将计算结果与试验结果对比。结果显示,大部分计算得到的泄漏量与实验测量的泄漏量的偏差都在±50%以内,满足工程应用的要求,支撑了LBB的应用。     

MCFx程序开发及p＋206，207，208Pb的计算

核数据工作是科技部重点基础研究项目《嬗变核废料的加速器驱动次临界系统（ADS）关键技术研究》中的重要部分。ADS系统中加速器的能量达到GeV量级,因此,除中低能核反应数据外,对散裂靶用材料还需要GeV能区的高能核反应数据。     

核反应模型程序EMPIRE-2．19的开发

EMPIRE程序是在国际核数据界备受重视的适用于E≤200MeV多种粒子入射的全套核数据模型计算程序，包含了现有的多种核反应模型理论，可给出各种核反应数据，并具有与实验数据库和核模型参数库的链接功能，还包含绘图模块和ENDF库格式处理模块。     

压水堆事故工况下放射性裂变产物向环境转移和释放的理论计算

本文建立了分析压水堆事故工况下惰性气体、元素碘、甲基碘和气溶胶粒子等气载裂变产物由安全壳向环境转移和释放的多仓室安全壳模型——FIPREA 模型。此模型考虑了单层、双层和半双层三种型式的安全壳中堆芯源项、自然沉积、过滤器捕集、喷淋液吸附及泄漏等因素对气载裂变产物浓度变化的影响。根据此模型编制了分析裂变产物去除及对环境释放情况的计算程序。本程序可用于核电站设计或安全评审时事故释放量的分析计算。     

核热推进系统分析程序模型与计算方法初步研究

核热推进(NTP)系统具有高比冲、大推力和工作时间长等特点,在深空探测和轨道机动等方面具有明显的优势。系统性能分析是NTP系统研发与设计的重要内容。结合对国际历史上已开发程序的分析以及现阶段的研发需求,将系统性能分析划分为稳态设计点性能分析与优化、稳态非设计点性能分析以及瞬态性能分析3个主要环节。在清华大学核能与新能源技术研究院自主开发的核动力发动机系统分析程序PANES基础上,提出了基于“流网-热网”的系统分析程序框架,并建立了反应堆中子动力学与涡轮泵动态特性等数学模型,提出了对应的计算分析方法,拓展了原程序的功能。该工作为NTP系统设计方法的进一步研究和应用提供了重要基础。     

60Coγ辐射剂量场分布理论计算的计算机程序开发

钴源辐照装置的剂量场分布对提高射线利用率和产品辐照质量至关重要，利用Visual Basic编制了辐射剂量场分布计算程序。程序将计算、排源及参数调整独立分开，操作简便，主要适用于3层排列板源结构。程序经过用于本中心板源，辐射剂量场分布的计算结果基本反映了辐射剂量场的实际分布。     

融合反应中质量参数的理论研究

在研究原子核大振幅的集体运动过程中，质量参数是描述反应体系属性的重要参量。目前，采用的理论模型主要包括基于流体力学理论的宏观模型与基于推转思想的微观模型，两者对核物质运动采取了不同的近似处理。在理论处理和实际应用方面均存在不少问题，因此，对质量参数的研究始终是核物理研究中的重要课题。     

FMP程序系统的开发和验证计算

为适应燃料管理计算发展的需要,对已有的基于Challenge工作站（小型机）的FMP燃料管理程序系统进行了微机化改造,且针对秦山核电厂实际运行循环进行了验证计算。FMP程序系统流程图示于图1。