Neutronics Optimization of Tritium Breeding Blanket for the FDS

Neutronics optimization calculations have been performed for the tritium breeding blankets with solid ceramic breeder Li2O and liquid eutectic breeder Li17Pb83,respectively,based on a 2-D geometrical configuration using the Monte Carlo neutron-photon transport code MCNP/4B.The effects of beryllium.^6Li enrichment and various structural materials on Tritium Breeding Ratio have been systematically analyzed.     

紧凑 Tokamak(球形环)聚变堆第一壁及中心导体柱上中子负荷及核热计算与分析

采用通用蒙特卡罗粒子输运程序ＭＣＮＰ／３８计算低环径比Ｔｏｋａｍａｋ（紧凑环或球形环）聚变堆第一壁及中心导体上的中子壁负荷分布和核热沉积分布，并与常规Ｔｏｋａｍａｋ堆第一壁上中子壁负荷分布和核热沉积分布进行比较、分析。结果表明，在中子壁负荷归一化为１ＭＷ／ｍ２时，与常规Ｔｏｋａｍａｋ相比，在低环径比Ｔｏｋａｍａｋ堆第一壁及中心柱表面上中子壁负荷分布峰值并不比常规Ｔｏｋａｍａｋ堆第一壁上的峰值高，而且低于低环径比Ｔｏｋａｍａｋ堆整个第一壁上的平均值，而中心柱上的核热沉积峰值稍高于常规Ｔｏｋａｍａｋ堆第一壁上的核热沉积峰值，但对较高中子壁负荷情况，中心导体柱上的核热沉积和辐照损伤仍可能是比较严重和值得特别研究的问题。     

ITER中国液态锂铅实验包层模块活化特性分析与废料处理

使用中子学程序系统VisualBUS和活化数据库EAF-99对DFLL-TBM的高级子模块DLL-TBM的活化特性进行了计算和分析,包括DLL-TBM各部件在不同停堆时间的活度、衰变余热和剂量率.活化计算所需要的三维中子能谱通过MCNP/4C中子/光子输运程序和国际原子能机构发布的FEND1.0数据库计算得到.在活化计算分析的基础上,参照欧洲聚变堆安全和环境评估(SEAFP)策略中有关核废料的处理标准评估了TBM各区材料在退役后的废料处理工作,包括核废料应该采用何种适当的方式进行处理及其被完全清除干净的可行性.     

适用于Living PSA的故障树求解方法

Living PSA是当前核电厂的安全分析与评价中最热点的问题之一，Living PSA实现中最为根本而又关键的问题是“速度”问题：在现有PSA方法的基础上，根据Living PSA的特性，设计了一种适用于Living PSA的故障树求解方法，即独立模块排序求解法，并通过例子详细地说明了该方法实现过程：这个方法除了能快速地求解故障树以外，当故障树结构或故障树中部件可靠性模型或数据发生变化时能实时地求解故障树。     

Neutronic Comparison of Tritium－Breeding Performance of Candidate Tritium－Breeding Materials

Tritium self-sustainment, which will meet the fuel requirement of fusion reactor, is one of the key issues of fusion power development. The tritium breeding performances of various tritium-breeding materials are compared based on a series of neutronics calculations using three-dimensional Monte Carlo neutron-photon transport code MCNP/4C with the IAEA FENDL-2 data library. The effects of the dimensions of the tritium-breeding zone and the enrichment of 6Li on Tritium Breeding Ratio (TBR) are analyzed. The effects of Be as a neutron multiplier on TBR are also calculated.     

聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层第一壁结构热应力计算与分析

使用有限元程序对聚变次临界堆双冷嬗变包层第一壁进行数值模拟 ,给出不同载荷条件下的温度场和应力场分布 ,结果证明典型氦气系统设计满足热工要求。依据数值模拟结果对第一壁氦气载热能力进行分析 ,并考虑了流道形状对结构热应力的影响。     

聚变驱动次临界堆双冷嬗变包层结构设计与分析

给出聚变驱动次临界堆液态金属LiPb/He气双冷嬗变包层参考结构概念,采用了低活化铁素体/马氏体RAFM钢(如CLAM)作为结构材料、简单液态金属流道、两个独立氦气冷却系统以及燃料球/颗粒等设计方案。重点分析了嬗变包层第一壁、重金属区与裂变产物嬗变区的结构设计特点。     

利用ITER基准模型对MCAM4.2进行检验(I)

利用ITER三维基准模型对蒙特卡罗方法粒子输运自动建模软件MCAM4.2进行了检验测试,实现了CAD工程模型的预处理,自动转换生成MCNP计算输入文件,并完成测试要求的中子壁负载和偏滤器中子注量率与核热沉积的计算。ITER模型的成功处理与计算表明MCAM能够正确和有效地处理大型复杂几何模型。     

聚变中子源驱动的次临界清洁核能系统─聚变能技术的早期应用途径

提出作为聚变能技术早期应用途径的聚变中子源驱动的清洁核能系统概念,并从国家的能源需求、国内外核电发展状况论述开发这种系统的必要性和意义,根据国内外聚变驱动器技术及次临界包层技术进展和国内多年的可行性研究结果,说明开发这种系统的现实性和基础。文中也给出了建议的发展进程。     

CT图像的体元大小对EGSnrc蒙特卡罗剂量计算的影响

目前的放射治疗计划系统采用经验或半经验常规剂量算法,计算得到的剂量分布不够精确,而蒙特卡罗剂量算法是一种精确的剂量计算方法,但其计算时间冗长问题最终影响临床的应用.本文基于一例病人头部电子计算机体层成像(Computer Tomography,CT)数据,应用EGSnrc(Electron Gamma Shower NRC,EGSnrc)蒙特卡罗程序,研究不同体元大小对剂量分布计算精度和计算时间等的影响.