脉冲高度权重技术测量197Au中子俘获截面

脉冲高度权重技术是利用C_6D_6探测器测量中子俘获截面的一种数据处理方法。在中国散裂中子源(China Spallation Neutron Source,CSNS)的反角白光中子源(Back-n)靶站上,通过测量金靶(~(197)Au)的中子俘获截面,验证了该方法的可靠性。首先利用Geant4蒙特卡罗程序模拟给出了不同靶条件下的探测器效率,脉冲高度权重函数等基本项,使得加权后的探测器效率与γ能量成正比。然后通过实验测量了~(197)Au中子俘获截面。结果表明:测量获得的中子俘获截面数据和ENDF/B-VⅢ.0评价数据相符合,同时发现随着实验靶尺寸的不同和质子束功率的增加,会使得实验本底的扣除误差越来越大。     

翻模技术在高速过流面混凝土施工中的运用

某临时船闸改建冲沙闸,其下游防冲建筑物上闸首纵缝Ⅳ以下及消力坎墩部位为高速过流区,其混凝土施工外观和内在质量均有较高标准,混凝土施工方法是保证质量的关键.由于不能按照常规方法进行备仓浇筑.因此需对施工方法进行分析和比较,经技术经济比较,采用翻模浇筑人工抹面技术能很好地解决过流面混凝土浇筑质量难保证、外型难控制等技术难题.     

D-T中子源的反冲质子望远镜模拟研究

为了设计用于监测D-T中子产额的反冲质子望远镜系统,采用MCNP程序模拟了14MeV中子在不同厚度的聚乙烯膜上产生的反冲质子的产额、能谱及角分布,通过对反冲质子的产额、能谱和角分布数据的分析,给出了用于D-T中子产额监测的反冲质子望远镜系统的聚乙烯膜最佳厚度和探测器放置位置。建立了D-T中子源模型,模拟设计了反冲质子望远镜系统,并给出了系统的探测效率。     

掺钆高阻性板室热中子探测器的性能模拟

利用MCNP和Garfield程序模拟粒子与高阻性板室(RPC)热中子探测器的作用过程,计算出了转换体Gd2O3的最佳厚度和高阻性板室探测器对中子、γ的灵敏度,并得出了热中子和1.25 MeVγ与探测器作用产生的电子能谱。最终利用模拟数据给出了RPC热中子探测器的探测效率和时间分辨随电场、混合气体比例的变化规律,得到了最佳的电场强度和混合气体比例。     

基于灵敏度对比分析SCALE 6.1自带库与CENDL-TMSR-V1数据库

为满足钍基熔盐堆物理设计和钍铀燃料循环物理分析对核数据的需求,中国核数据中心研制了一套钍铀燃料循环专用数据库CENDL-TMSR-V1。本文利用SCALE程序,针对熔盐堆开展了SCALE 6.1自带数据库和CENDL-TMSR-V1库对比分析。结果显示,针对1 GWt钍增殖熔盐堆,利用两个数据库的238群数据计算的不同燃耗下k_eff最大差异约1 200 pcm。结合核数据对keff的灵敏度分析显示,其差异主要由石墨的核数据不同引起的。宏观检验结果显示,CENDL-TMSR-V1库中石墨数据更合理。同时,基于CENDL-TMSR-V1 44群协方差数据,计算得到核数据对初始时刻k_eff总不确定度为1.03%,约为SCALE 6.1自带44群协方差数据库计算结果的2倍,其差异主要由²³³U、²³²Th等核素的协方差数据不同导致。     

熔盐实验堆核数据引起反应性参数不确定度分析

反应堆设计中需给出各个参数不确定度,核数据是反应性相关参数不确定度的重要来源。利用SCALE6.1程序中TRITON(Transport Rigor Implemented with Time-dependent Operation for Neutronic depletion)、TSUNAMI-3D(Tools for Sensitivity and Uncertainty Analysis Methodology Implementation in Three Dimensions)和TSAR(Tool for Sensitivity Analysis of Reactivity Responses)模块,结合自带44群协方差数据库,分析了熔盐实验堆反应性相关参数。给出核数据不确定度导致寿期初和寿期末k_(eff)、控制棒价值及温度反应性不确定度分别为522×10~(-5)、506×10~(-5)、96.70×10~(-5)和8.90×10~(-5)。结合灵敏度系数和核数据的标准偏差分析,结果显示:对k_(eff)影响较大的核素及反应道为235U()、(n,γ)、~(238)U(n,γ)、C-graphite(n,el)、~7Li(n,γ)、~(239)Pu()、(n,f)和~(135)Xe(n,γ)等核反应数据;对控制棒价值和温度反应性影响比较大的核素及反应道为~(19)F(n,el)、~(58)Ni(n,γ)、~6Li(n,t)等核反应数据。     

钍基氟盐冷却高温堆TRISO包覆燃料颗粒结构优化分析

钍基氟盐冷却高温堆(Thorium-based Pebble Bed Fluoride Salt-cooled High-temperature Reactor,PBTFHR)作为第四代核反应堆的堆型之一,其燃料元件由TRISO(TRi-structural ISOtropic)包覆燃料颗粒组成,具有较好的中子性能和安全性。本工作采用SCALE 6.1程序开展PB-TFHR的临界和燃耗性能计算,结合PANAMA模型研究包覆燃料颗粒的破损率,分析了PB-TFHR中TRISO包覆燃料颗粒的kernel半径、包覆层的厚度和密度对堆芯中子学性能、裂变气体氪、氙和碘产量及包覆燃料颗粒破损率的影响,给出优化的包覆燃料颗粒结构,为其物理设计提供参考。研究发现:当保持包覆层的厚度和密度不变时,较大的kernel半径(≥0.01 cm)可使堆芯处于欠慢化区,且堆芯温度反应性系数均为负值;在相同的燃耗下,kernel半径越小,堆芯中裂变气体的生成量越少,且包覆颗粒的破损率越小;当保持包覆层密度不变,只改变包覆层的厚度时,疏松热解炭层和内致密热解炭层的厚度对keff有较大影响;而当保持包覆层厚度不变只改变包覆层的密度对keff影响较小。     

强流D-T中子发生器n-γ辐射场的MC模拟研究

根据D-T中子源260 keV氘束流能量下的中子能谱和角分布数据,建立了D-T中子源模型,在中子发生器各元件材料及实验大厅墙壁对快中子的慢化、散射和吸收的条件下,采用MCNP模拟程序对强流中子发生器n-γ辐射场进行了模拟研究,得到了中子能谱、中子和γ角分布、n-γ比等重要参数.模拟结果与有关文献实验数据的基本吻合,验证了所建立的MCNP模拟模型的可靠合理.     

中子入射砷核同位素反应全套微观数据的计算与分析

基于光学模型假设和中子与天然砷反应的总截面、去弹截面以及弹性散射角分布的实验数据,获得了一组0.1~20 MeV能量区域内普适于中子与砷核同位素反应的光学势参数。并以该组光学模型参数为前提,利用以光学模型、扭曲波Born近似理论、统一的Hauser-Feshbach统计理论和激子模型等理论为核心的UNF程序,计算了中子与As及其同位素的反应截面、能谱和双微分截面值,并对理论计算值和实验数据进行了比较和分析,理论计算结果与实验数据符合较好,同时给出了无实验数据的区域的理论结果。     

反渗透-氨吹脱对高氮工业废水净化试验

本文采用氨吹脱，反渗透分级对废水净化处理，使废水中的氨氮化合物，氯离子降低到国家许可的排放标准。