中国散裂中子源上试验型Muon产生靶的设计优化

中国散裂中子源（China Spallation Neutron Source,CSNS）建设为我国发展第一条基于高功率质子加速器Muon束及？SR技术提供广阔平台,本文运用Monte Carlo工具G4beamLine模拟计算基于CSNS试验Muon源,寻求Muon靶最优状和最佳靶材,使靶产生表面？＋经过简单输运后,能在？SR实验区获小尺寸,小角散,高强度束斑,然后对规则方靶利用有差分法建模计算靶内温度场分,并对规则靶提出由热平衡简单估算靶温度场方法,最后对靶热应力进行分析计算.试验Muon源建造在我国建设与国外同行比拟Muon束方面有重要意义.     

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.     

用于车载加速器中子源的边缘冷却靶结构研究

为解决车载加速器中子源锂靶出射中子衰减的问题,提出了冷却水在侧面流动的边缘冷却靶结构,研究其辐照损伤、冷却效果和出射中子品质等性能。在靶结构中引入由钒制成的中间层,从氢原子扩散和辐照损伤的角度分析了质子对靶结构材料的影响;基于有限元软件COMSOL Multiphysics,建立了不同质子束流轰击下的共轭传热模型来预测锂靶温度,并通过实验进行了验证;采用蒙特卡罗方法比较了靶结构的前冲方向中子产额,并对边缘冷却靶结构的感生放射性进行了评估。结果表明：钒中间层的引入可以有效促进氢原子的扩散和容纳过程,减轻氢脆对铜基板的影响;对于功率为250 W、半径大于0.75 cm的高斯分布质子束斑,边缘冷却靶结构的最高温度可以控制在140℃以下,冷却模拟结果相比于实验结果更为保守;边缘冷却靶结构在前冲方向的中子产额损失更小,具有10%左右的优势。边缘冷却靶结构在保证高效冷却的基础上,提高了前冲方向的中子产额,在车载加速器中子源上具有长寿且可靠运行的潜力,可为靶结构的相关研究提供参考。     

~(99)Tc靶件中子学特性及释热率特点的初步研究

99Tc是一种重要的长寿命裂变产物,半衰期长,极易随地下水迁徙扩散.将99Tc嬗变为短寿命或稳定核素,可有效降低其对环境的危害.99Tc在热中子谱下具有较大的吸收截面,采用PWR嬗变99Tc是一种可行途径.为了评估99Tc嬗变靶件对PWR堆芯中子学参数的影响,并为含嬗变靶件的PWR组件热工水力计算提供数据,本文对含99Tc的17×17 PWR组件进行模拟计算,给出了99Tc靶件加入前后,燃料温度系数、慢化剂温度系数的变化规律;计算了稳态工况下99Tc靶件的轴向释热率.相关结论可为PWR嬗变99Tc研究提供参考.     

紧凑型散裂靶靶区热工水力分析

采用ANSYS软件对加速器驱动次临界反应堆系统(ADS)紧凑型液态金属散裂靶靶区进行了数值模拟计算.在模拟计算中针对靶区不同铅铋合金(LBE)流量和靶窗厚度两个重要设计参数进行了研究.结果表明,LBE入口流量为400kg·s~(-1)和靶窗厚度为2mm时满足靶区热工水力要求.计算结果可为紧凑型液态金属散裂靶设计提供依据.     

基于严重事故剂量后果的堆芯重要核素选择

本文主要是通过放射性事故后对放射环境和核素的迁移的跟踪调查,研究分析每个核素所贡献的核素剂量,所显示的后果都可作为计算的标准,是堆芯源项核素重要的选择依据,对核素的剂量后果的评价重要参考价值是其计算方法。     

高能质子核反应截面的Monte Carlo计算

根据高能质子核反应的核内级联模型,采用Monte Carlo方法对高能质子入射靶核的核反应过程进行了模拟计算。碰撞进入靶核内的质子初始位置由随机抽样得到,而初始的能量和动量通过守恒定律计算得出;靶核内的核子数密度采用均匀分布近似;被碰核子的初始动量从Fermi分布中随机抽样得到,被碰核子的初始运动方向从各向同性分布中抽样;核子-核子碰撞动力学采用相对论下的两体碰撞近似。编程计算了高能质子核反应截面、次级粒子能谱等数据,并与相关结果进行了对比分析。     

双排棒组件超临界水堆堆芯方案设计

结合国际上多种超临界水堆堆芯设计方案的优点,提出了一种新的压力容器式低泄漏堆芯设计方案,其特点是,堆芯中采用了双排棒正方形闭式燃料组件和三区低泄漏换料.双排棒燃料组件由两排燃料棒包围一个慢化剂水棒构成,可以使得慢化均匀;三区低泄漏换料可以大大延长堆芯寿期,降低压力容器快中子注量.通过堆芯三维物理热工耦合计算发现,该方案寿期内的最大包壳温度(MCST)为684℃,堆芯寿期为300个有效满功率天,且功率分布平坦.在此基础上,对所有组件进行了更为保守的子通道热工水力计算,得出MCST为685.3℃,进一步表明所提堆芯设计方案在物理热工方面是可行的.     

~（238）Pu-Be中子源的辐射剂量监测

本文阐述了对中子源活度的测量及中子源周围环境的辐射剂量监测,给中子源的环境辐射剂量评价提供参考依据,为进入中子源库的实验工作人员提供一个安全的范围。对中子源的剂量监测既要监测其所产生的中子的强度,又要监测其所产生的γ射线的强度,只有把两者结合起来才能对中子源的辐射危害做出合理的评价,为今后从事中子研究的工作人员的福射安全提供一定的参考价值.     

再生AGB星重核素丰度演化

以１３Ｃ（α，ｎ）１６Ｏ及２２Ｎｅ（α，ｎ）２５Ｍｇ作为双脉冲中子源，对于低质量ＡＧＢ星，采用无分叉ｓ－过程反应通道，结合最近恒星演化的计算结果，在各物理参量合理取值范围内，计算了ＡＧＢ星Ｈｅ壳层内、表面重核素的丰度，在此基础上将星风吸积模型同内禀ＡＧＢ星核合成模型结合起来计算外赋ＡＧＢ星重元素的超丰；以此为丰度初始条件，计算了再生ＡＧＢ星重核素的丰度的演化     

利用反预报方法从截面预言近滴线丰质子核的结合能

在Origin等数据处理软件中,当实验数据较少时,自由参数的不同初始化设置会导致较大的结果差异,这为物理结果的确定带来较大不确定性.通过最小二乘法分析了345MeV/u ~(78) Kr+~9Be反应中产生的丰质子同位素的截面和结合能,并得到线性回归方程.通过回归方程,利用结合能预报部分丰质子核素的截面,以及通过实验截面对近质子滴线核素的结合能进行反预报测量.这对于近质子滴线的丰质子核素实验测量具有较好的借鉴意义.     

新合成核素~(223)Np及其α衰变链上核素的半衰期计算

基于α衰变的两势方法理论模型,采用考虑了同位旋效应的唯象cosh型α-子核核势和考虑了壳效应及质子—中子相互作用的α预形成因子解析式系统地计算了最近新合成的短寿命核素223Np及其α衰变链上核素α的衰变半衰期.计算结果表明,采用考虑了壳效应及质子—中子相互作用的α预形成因子的α衰变半衰期的理论计算结果能更好地符合实验数据.这项工作可以作为将来实验和理论研究α衰变及核结构的参考.     

用系统学研究ADS靶材料的质子反应裂变截面

用系统学公式研究ADS靶材料的质子反应裂变截面，旨在为核设计提供依据。首先在液滴模型、壳修正模型等相关的理论模型的基础上，利用铅、秘这两个重要核材料质子裂变反应截面的实验数据得到了一系列的理论参数。基于所给出的一组最佳理论参数，对无实验数据的能区裂变截面及其他重要核素的裂变截面进行了预言，可知随着靶核的质子数Z和质量数A的减小，裂变截面减小得很快。     

0.4～2.6 MeV宽能区质子在轻核Al上160°背散射截面测量

应用北京师范大学2×1.7 MeV串列加速器提供的质子束,采用相对测量方法测量了0.4~2.6 MeV宽能区质子在轻核Al上160°背散射截面.结果表明,对于质子在轻核Al上的散射截面,可用卢瑟福散射截面公式计算的最大入射质子能量是1.5 MeV,质子能量大于该值时,出现连续的非卢瑟福散射共振区.     

质子对碲锌镉辐照损伤的SRIM模拟

模拟计算质子对CdZnTe的辐照损伤. 先计算质子在CdZnTe中的电离损伤和位移损伤, 再计算不同能量和入射角的质子辐照CdZnTe产生的空位数, 最后计算不同能量和入射角的质子辐照不同厚度CdZnTe靶的溅射产额. 结果表明: 电离损伤远大于位移损伤; CdZnTe内因质子辐照产生的空位数随质子能量的增大而增加, 当质子入射角大于60°时, 产生的空位数明显减少; CdZnTe低于半导体硅和金刚石的抗辐照性能; 溅射产额与空位数相差较大, 溅射产额随质子能量的增大先增大后减小, 随质子入射角的增大而增大, 随CdZnTe靶厚度的增大整体趋于增大.     

质子激发K壳层电离截面的测定

通过测量质子轰击固体薄靶产生的特征X射线和卢瑟福散射粒子,确定了在1.6-2.4MeV能区内质子激发Ag、Cu、Ni等元素的K壳层电离截面,测量误差约为10%。用OPSSR、PWBA等模型做了相应的计算,OPSSR计算结果与实验符合得较好,PWBA计算结果与实验相比有一致性偏高。     

ILU-GCR算法用于高温气冷堆中子时空动力学实时仿真

将带不完全LU分解预处理的广义共轭残量（ILU—GCR）算法用于高温气冷堆中子时空动力学程序中形状函数的计算,通过与几种经典迭代方法比较,ILU—GCR算法的优势比较明显,可以达到实时仿真计算要求．对给定功率的高温气冷堆模型,模拟了“弹棒”事故情况下考虑过功率保护与ATWS两个过程中堆芯反应性、堆内各能群中子平均注量率、堆芯相对功率、堆内温度等物理量随时间变化,计算结果与理论分析一致．     

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.     

靶钛膜处理对氘-氘及氘-氚中子管性能的影响

利用氘和氚充气真空系统和镀靶系统制备了不同靶膜厚度和充气量的系列中子管,其充气系统极限真空达到了1.5×10-6 Pa.利用微调阀可精确控制每次进入系统的氘和氚气体量.通过改变钛丝量和加热电流来控制靶膜厚度,采用3He中子监测仪监测系列中子管的产额、稳定性及老练特性.探讨了靶膜的多次处理对于中子管的老练、稳定性等指标的影响,为提高中子管性能提供了参考.     

反对称简易十二极场磁铁的设计

在散裂靶或废束站上形成均匀的、形状规则化的束斑分布,是散裂中子源、加速器驱动次临界系统(ADS)等高功率强流质子束应用研究课题中共性的关键技术.目前国际上一般认为采用反对称非线性高阶场磁铁进行打靶束斑均匀化变换是较为合适的.提出了一种新颖的非线性场磁铁——反对称垂直双向聚焦简易十二极场磁铁,该磁铁可以在交叉垂直的两个方向同时聚焦束晕粒子至束核内层或束团中心区域,可以较好地控制束晕;并配合其他反对称高阶场磁铁或阶梯场磁铁,可以在靶上较容易地得到基本均匀分布的近似圆斑束.同时给出了该种磁铁的结构装置及其制造方法.