慢化体材料对加速器BNCT束流装置中子品质影响研究

基于加速器中子源的硼中子俘获治疗(BNCT)是一种较好的肿瘤治疗技术,通过慢化得到的超热中子可用于非浅表肿瘤BNCT治疗.本文以2.3 MeV、10 mA质子流强的7Li(p,n)7Be中子源为对象,建立了加速器BNCT束流装置模型,采用中子输运程序MCNP研究了慢化体材料对超热中子束流品质的影响.结果表明:采用重水作为慢化体材料可有效的提高束流出口处超热中子水平,对于2.3 MeV、10 mA质子流强的7Li(p,n)7Be中子源,超热中子束流水平为0.669×109n/(cm2.s),超热中子与快中子产额比达62.3,基本达到临床治疗所需109n/(cm2.s)的超热中子水平.     

低浓化医院中子照射器（IHNI-1）堆芯的物理方案设计

采用蒙特卡罗程序MCNP/4B模拟计算了功率为30 kW的低浓化医院中子照射器的堆芯物理参数,设计了合理的堆芯布置方案、235U富集度、控制棒价值、后备反应性和停堆深度,得到固有安全性较高、寿期达10年且无需换料、采用低浓化UO2燃料的医院中子照射器的堆芯物理设计方案,为后续反应堆工程设计以及硼中子俘获治疗肿瘤用中子束的设计提供理论依据。     

在清华大学屏蔽试验堆上实现硼中子俘获治疗

硼中子俘获治疗（ＢＮＣＴ）是中子治癌研究中的一个重要课题。将清华大学屏蔽试验堆（９０１堆）的１＃孔道改建成ＢＮＣＴ的治疗孔道实现硼中子俘获治疗。为估价孔道改建的可行性，利用ＭｏｎｔｅＣａｒｌｏ程序进行了计算，并同实验和ＳＮ计算方法的结果进行了对比。其结论是功率为１ＭＷ的９０１反应堆１＃孔完全可以满足ＢＮＣＴ的要求，超热中子通量达１０９ｃｍ－２ｓ－１。     

基于MCNP的BNCT人体头部剂量分布计算

根据中国人的头部特性,利用MCNP程序对国际上普遍采用的Synder人体头部模型进行修正,建立了具有中国人特征的用于BNCT的人体头部模型.依据该人头体模分别计算了基于微型中子源反应堆所提供的快中子、超热中子和热中子进行治疗时的头部剂量分布,并对计算结果进行了分析,这为我国即将展开的BNCT临床治疗研究提供了依据.     

基于微机仿真压水堆核电站堆芯物理数学模型的建立

阐述了压水堆核电站堆芯的模型化,提出了适用于微机仿真的核电站堆芯的 物理数学模型。文章将核电站堆芯分为四大块分别建立模型(临界堆中子动力学模 块、中毒效应堆中子动力学模块、温度效应堆中子动力学模块和燃料模块),应用该模型建立传递函数,为微机仿真奠定基础。     

裂变—聚变混合堆概念：关于先进反应堆的一个新思路

提出了裂变聚变混合堆概念，它与人们熟知的聚变裂变混合堆概念具有本质区别．在此概念中，把６ＬｉＤ元件引入到常规的热中子反应堆的堆芯中，使得在发生常规热中子链式反应的同时，还引发了氘氚聚变反应和（ｎ，２ｎ）、（ｎ，３ｎ）中子倍增及（ｎ，ｃ）中子俘获反应，从而获得燃料增殖．如果此概念得以研究开发并付诸实现，有可能使核资源寿命延长数倍     

三束流驱动ADS次临界反应堆堆芯初步设计

在 "启明星-1"实验装置的设计基础上,设计了三束流驱动ADS次临界反应堆堆芯的布置方案,计算并比较了三束流驱动和单束流驱动ADS次临界堆内径向与轴向中子通量密度分布.结果表明,三束流驱动ADS的次临界反应堆的布置方案通过调整源点位置能降低堆内轴向功率形状因子,能够有效的展平堆内功率径向分布.     

我国科学家在DNA自组装技术方面取得突破

正仿生纳米孔道结构的设计与构建是生物分析、合成化学和限域催化领域的热点。经典的蛋白质纳米孔道结构精确,然而其可控性和稳定性较差;通过电子束刻蚀固态纳米孔道成本高、重复性差、通量低。自组装DNA纳米结构合成纳米孔道具有可编程设计、成本低廉、通量高     

血硼浓度测量对BNCT具有重要意义

 1936 年Locher 首先提出硼中子俘获治疗（boron neutron capture therapy,BNCT）的概念,即首先让癌细胞吸收易于与热中子发生反应的硼化合物,随后照射聚集在肿瘤部位的¹⁰B,¹⁰B 俘获中子后产生α粒子和⁷Li,进而杀灭肿瘤细胞,而不伤及正常细胞。BNCT 为许多用传统方法无法治疗的肿瘤提供了一种新的治疗方法,这种疗法对于癌细胞与正常细胞混杂在一起,恶性程度较高的脑肿瘤等肿瘤具有卓越疗效,由于它只对癌细胞进行有选择的破坏,因此对身体负担小,有助于患者维持生活品质。     

援15MW多用途重水研究堆(MHWRR)的设计建造

阿尔及利亚多用途重水研究堆是我国第一个大型核设施出口项目。由于对堆芯物理布局、内壳结构、工艺管、热工和流体系统及重要部件的设计采取一系列技术创新,使反应堆额定功率达到15MW,最大热中子注量率达2.4×10~(14)中子/厘米~2·秒。为满足当代国际上对研究堆安全水准日超严格的要求,制定了完整的、自洽的、适合我国国情的重水堆设计标准体系;在完善和加强纵深防御体系方面,严格采用多重性、多样性、独立性等可靠设计技术;贯彻辐射防护的ALARA原则,采取了一系     

加速器驱动次临界快堆初装堆芯的功率密度分布展平

为了降低以(U、Pu、Np、Am、Cm)O2为燃料的加速器驱动次临界快堆(ADSFR)堆芯径的功率峰因子,将堆芯精细地分为燃料高、低富集度区.采用耦合散裂中子源的产生(LAHET)、中子输运(MCNP)和核素燃耗(ORIGEN2)等计算程序的COUPLE程序系统进行计算分析.结果显示,在设定的0.97初始临界度下,富集度分割比为1.5时将给出最有利的结果:初始的全堆功率峰因子为1.692;以840 MW的热功率运行过程中,尽管全堆的功率峰因子不断升高,但至300 d时,只达到1.963.堆芯物理设计满足预期要求.     

基于MCNP的超临界水堆堆芯建模及中子通量计算

 超临界水堆是国际第Ⅳ代核能系统论坛推荐的6种第Ⅳ代核电反应堆堆型之一,与现有的轻水堆相比,具有热效率高、系统结构简单、造价低等优点。本文建立了MCNP程序下的超临界水堆堆芯物理计算模型,解决了燃料组件几何结构过于复杂精细难以建模的技术难题,考虑了堆芯轴向冷却剂密度的不均匀分布;以超临界水堆堆芯模型为基础,计算了堆芯径向中子通量密度分布,提出了展平堆芯功率分布的设计方案;计算了堆芯轴向中子通量密度分布,讨论了控制棒不同作用方式对轴向中子通量密度峰的偏移影响,确定了超临界水堆控制棒应采用由下向上插入的方式。研究结果为超临界水堆的设计制造、安全分析提供了重要参考依据,为超临界水堆未来的设计和发展奠定了基础。     

基于Geant4的硼中子俘获治疗的能量沉积分布研究

硼中子俘获治疗(BNCT)是一种治疗癌症的有效手段。采用国际通用的Geant4开发程序包,以Snyder模型为对象,构建中子输运计算模型,评估在给定中子束流能谱和入射方向条件下,脑组织吸收不同¹⁰B质量比的含硼药物对癌变组织及正常组织的能量沉积的来源和分布情况。研究表明,¹⁰B引起的能量沉积呈先升高后降低的变化趋势,在入射深度为3.0 cm处达到峰值;在入射深度为2~5 cm区间内,能量沉积主要来自¹⁰B;¹⁰B引起的能量沉积与¹⁰B质量比呈线性关系;光子、质子、电子及其他粒子引起的能量沉积占比很小,且不随¹⁰B质量比的变化而变化。研究结果对BNCT的方案设计、效果评估具有参考意义。     

医用堆与池式供热堆耦合建造的概念研究

正在试验和研究中的硼中子治疗术（ＢＮＣＴ），要求设计专用反应堆，以适应大规模治疗的需要。在反应堆用于低温核供热的研究中，简单、安全、无压力的池式堆能够满足城市供热的需要，而池式堆又可提供廉价的辐射能。所以提出了一种新的池式耦合堆的设计，将ＢＮＣＴ及成熟的医用放射性同位素的生产相结合，建造功率为１２ＭＷ的医用堆。医用堆与１２０ＭＷ核供热堆耦合建造，建设投资较低。辐射和供热综合利用，医用堆的核燃料成本大为下降。这种低成本反应堆为这类专用堆的建设提供了良好的现实性。     

面向磁约束聚变实验的先进中子发射谱仪诊断的研究

本文评述了EAST和HL－2A托卡马克装置上开展的聚变发射中子谱仪研究的进展．面向等离子体物理研究和ITER装置中子诊断技术发展的最新需求,针对EAST和HL-2A托卡马克装置的低中子产额（10^9-10^11s^-1）场,设计和发展了全数字化的液体闪烁谱仪和芪晶体中子谱仪．进行了EAST和HL-2A放电实验聚变中子产额随时间演化规律的研究,开展了HL-2A装置上NBI辅助加热效果的评估和EAST聚变等离子体锯齿震荡的中子通量诊断．使用液体闪烁谱仪和芪晶体中子谱仪测量实现了EAST放电的芯部聚变离子温度诊断,首次将托卡马克装置实验中子能谱直接诊断离子温度的下限推到1keV以下．在EAST装置上建设的双环式球形阵列中子飞行时间谱仪将为托卡马克装置辅助加热和快离子物理研究打下坚实的基础．     

球床高温气冷堆闭式循环特性

从提高天然铀利用率和改进废物管理方面考虑,研究球床高温气冷堆乏燃料中铀钚的再利用和不同闭式燃料循环的特性。在250MW热功率球床模块式高温气冷堆示范电站铀钚循环的乏燃料中提取铀和钚为核燃料,设计了PuO2和混合氧化物(MOX)燃料元件,将新设计的燃料元件重新装入与示范电站有同样结构和尺寸的堆芯,分别形成纯钚燃料循环和MOX燃料循环。还研究了基于轻水堆级钚的燃料循环。采用了高温气冷堆物理设计程序VSOP,研究了高温气冷堆不同闭式循环的燃料利用和超铀元素焚烧特性。不同闭式循环钚消耗率分别为50%、46%和71%,天然铀的电利用率分别提高了6%、8%和20%。结果表明:高温气冷堆闭式燃料循环能有效焚烧钚同位素,适度提高天然铀的利用率。     

HTGR控制棒区不连续因子受边界条件的影响

为改善高温气冷堆控制棒区物理计算精度,采用不连续因子理论修正扩散方程,使用扩散差分法程序C ITAT ION进行求解。对于1/60和1/30扇区堆芯模型,分析了边界条件和均匀化区对不连续因子计算的影响。结果表明,以离散纵标法程序SN 2D求得的精细网格的输运解为基准,在最大误差2%时,用该方法计算得到的有效增殖因子、反应性价值和活性区的中子注量率分布均与参考解相符。采用不同均匀化模型的不连续因子计算,受边界条件的影响都不大。     

宁德核电站1号机组堆芯吊篮梁型振动特性研究

核电站反应堆堆芯吊篮的振动在一定范围内是允许的;但其异常振动可能会导致故障甚至事故的发生。掌握核电站堆芯吊篮振动特性能够对核电站的安全运行提供保障。运用中子噪声分析技术,对宁德核电站1号机组多个燃料循环周期内的堆外中子噪声信号的自功率谱、互功率谱和相干、相位进行了分析,得到了吊篮梁型振动频率和中子噪声信号峰功率均方根值变化趋势。对核电站堆芯吊篮梁型振动特性的研究成果,为堆芯吊篮早期故障诊断奠定了基础。