NECP-SARAX是西安交通大学核工程计算物理实验室开发的先进反应堆中子学分析系统，近些年基于CEFR、PHENIX、SUPERPHENIX、JOYO MK-I、ZPR和ZPPR等反应堆开展了程序的验证与确认工作，计算结果表明：NECP-SARAX在快堆堆芯物理特性分析具有良好的性能。同时，利用上述反应堆中的燃料组件和控制棒组件，初步展现了截面计算程序TULIP在快谱问题计算分析上的精确性，但是仍然缺乏系统性地验证与确认。为了确认TULIP程序对于不同类型快谱问题的适用性，从国际临界安全基准评估项目中选取了147组临界实验装置进行计算分析，发现对于带有厚反射层的实验装置，TULIP程序计算keff和蒙特卡罗程序计算值的偏差超过10-2。以HMF021-002实验装置构造均匀两核素问题展开研究，中等质量核素在非共振区表现出类似共振波动状的散射截面，对于使用大量结构材料的快谱系统，其非共振区类似共振波动截面的自屏效应变得不可忽略。针对此现象，对TULIP程序的共振计算策略和非共振区计算方法进行优化，采用超细群（Ultra Fine Group，UFG）的共振计算方法，对中等质量核素高装载量情况下非共振区类似共振波动状截面的自屏效应进行处理，改进程序后相应实验装置计算偏差降低到3×10-3内，数值结果表明，改进后的TULIP程序对于快谱系统具有良好的计算分析能力。
TULIP程序 ICSBEP基准题 中等质量核素 非共振区 类似共振状的截面 TULIP code ICSBEP benchmark Intermediate-weight nuclide Nonresonance energy Resonance-like cross section
1 南华大学 核科学技术学院，湖南 衡阳 421001
2 南华大学 核能与核技术工程虚拟仿真实验教学中心，湖南 衡阳 421001
3 南华大学 资源环境与安全学院，湖南 衡阳 421001
4 中国核电工程有限公司，北京 100840
燃耗计算精度对提高乏燃料贮存效率有着重要影响，在应用燃耗信用制时，燃耗计算得到的核素成分偏差决定了乏燃料贮存的临界安全裕量。不同燃耗计算模型所得到的核素成分偏差各不相同，为提高燃耗计算精度，提出了一种装载不同燃料富集度的多组件燃耗计算模型，并使用不同燃耗计算模型分别对TMI-1反应堆NJ07OG组件中的6个样本进行了计算、对比和分析。结果表明，相比其他模型，考虑不同燃料富集度的多组件模型得到的235U、238U和239Pu等核素平均相对偏差更接近于零且6个样本的相对偏差分布更为平均。
燃耗计算模型 乏燃料实验基准数据 核素成分偏差 燃耗信任制 burnup calculation model SFCOMPO-2.0 nuclide deviation burnup credit 强激光与粒子束
2023, 35(5): 056002
1 西南科技大学 国防科技学院 绵阳 621010
2 深圳技术大学 先进材料测试技术研究中心 深圳 518118
为提高次锕系核素（Minor Actinides，MA）在压水堆中的嬗变效率，同时利用MA核素展平堆芯轴向功率分布，以华龙一号（HPR1000)177压水堆 堆芯结构作为参考，研究利用热-快中子转换材料6LiD设计的涂层式轴向非均匀MA/6LiD嬗变棒性能。嬗变棒内部为UO2，外部为MA核素与6LiD混合组成的嬗变涂层材料，该涂层材料在嬗变棒上的布局为轴向三、五、七段式结构，涂层厚度由中间向两端依次减小。计算研究嬗变棒在堆芯内照射540 d的嬗变性能发现，当嬗变涂层材料中6LiD与MA的质量之比为2∶8时，嬗变率达到23.25%的最好效果；涂层式轴向三、五、七段式非均匀嬗变棒中七段式嬗变棒的嬗变率最高，为25.43%，三段式非均匀嬗变棒的裂变效果最好，MA核素裂变率为4.48%；同时该轴向非均匀结构的嬗变棒可将堆芯轴向功率峰因子由1.778降低至1.375。研究结果表明：相较于轴向均匀的嬗变棒，轴向非均匀嬗变棒不仅具有较高的嬗变效率，而且具有良好的轴向功率展平效果。
压水堆 MA 嬗变棒 嬗变率 展平轴向功率 PWR Minor actinide nuclide (MA) Transmutation rods Transmutation rate Flatten axial power distribution
为了满足便携式辐射测量仪同时测量X、γ和中子辐射场的需求，设计基于LaBr3（Ce）晶体、硅酸锂铝（Lithium Aluminum Silicate Oxygen，LASO）型中子探测器、高量程盖革-米勒（Geiger-Muller，GM）计数管的便携式多功能辐射检测仪。对LaBr3晶体输出的光信号经光电倍增管光电转换后，采用一体化数字多道进行数据采集处理及运算，对中子探测器和GM管计数器分别设计前置信号处理电路，并对其进行放大、甄别、整形等处理。最后将LaBr3探测器处理的数字信号以TTL（Transistor-Transistor Logic）串口形式传输给ARM（Advanced RISC Machine）处理器，将中子探测器和GM计数管成形后的脉冲信号接入到ARM外部计数端口。ARM对LaBr3探测器采集的γ数据进行能谱显示、低剂量率测量，对中子探测器、高量程GM管计数器分别进行定时计数，通过计数率换算成剂量率进行显示。该便携式多功能辐射检测仪可实现宽量程γ、低能X射线和中子剂量率的同时测量以及LaBr3能谱仪的核素识别，并通过USB接口将数据上传到PC端。
低能X射线测量 宽量程γ测量 γ核素识别 中子测量 Low energy X-ray measurement Wide range γ measurement γ nuclide identification Neutron measurement
1 东华理工大学 核科学与工程学院，南昌 330013
2 东华理工大学 核资源与环境国家重点实验室，南昌 330013
热管冷却反应堆采用固态反应堆设计理念，具有功率密度高、结构紧凑、固有安全性高等特点，在深空探索、深海勘探、偏远地区等场景中具有广阔的应用前景。核燃料作为热管冷却反应堆的重要组成部分，不同类型核燃料在堆芯燃耗分析时会呈现不同的中子学性能。基于美国爱达荷国家实验室(INL)提出的热管冷却反应堆INL Design A，利用清华大学蒙特卡罗中子输运程序RMC (Reactor Monte Carlo code)建立堆芯物理模型，选取UO2，(U0.9Pu0.1)O2，U-10Zr，U-8Pu-10Zr，UN，UC这6种核燃料开展燃耗计算，分析了不同核燃料、不同功率水平对热管冷却反应堆堆芯燃耗性能的影响。计算结果表明：在堆芯燃耗深度相同情况下(20.8 GW·d·t−1)，装载U-8Pu-10Zr燃料的堆芯所需235U富集度最低(9.8%)，具有较好的U-Pu增殖性能。堆芯功率处于5 MW的热管冷却反应堆，燃料中241Pu的存在不仅没起到增大堆芯燃耗深度的作用，反而导致堆芯剩余反应性和堆芯寿期末次锕系核素(MAs)的产量增大，影响反应堆的安全性与经济性。因此，对于装载含有Pu燃料的小功率长寿期热管冷却反应堆，需重点关注241Pu对堆芯燃耗性能的影响。
热管冷却反应堆 燃耗计算 RMC程序 241Pu核素 heat pipe cooled reactor burnup calculation RMC code 241Pu nuclide 强激光与粒子束
2022, 34(12): 126001
1 西南科技大学 核废物与环境安全省部共建协同创新中心, 绵阳 621010
2 西华师范大学 物理与空间科学学院, 南充 637002
3 四川轻化工大学 材料科学与工程学院, 自贡 643000
核工业生产、核能开发、核**研制等不可避免会产生放射性废物, 高放废物是现存放射性废物中最难处理的废物之一。随着我国“积极发展核电”战略的实施, 放射性废物的安全有效处理处置成为关系到我国核能可持续发展的关键问题。人造岩石固化体(SYNROC)弥补了玻璃固化体低化学耐久性和亚稳态性能的缺点。本文在综述人造岩石固化的概念、候选矿物固化体分类的基础上, 重点介绍了SYNROC固化体快速合成方法、固核机理和长期稳定性评价等方面的最新研究进展。“道阻且长, 行则将至”。最后, 指出了SYNROC固化存在的不足, 并针对今后应重点关注的研究方向与发展趋势提出了建议。
高放废物 人造岩石 固化 核素 稳定性 high-level radioactive waste synthetic rock immobilization nuclide long-term stability
强激光与粒子束
2020, 32(10): 106001
1 南京航空航天大学核分析技术研究所, 江苏 南京 211106
2 江苏省高校放射医学协同创新中心, 江苏 苏州 215000
未知化学**弹药的定性识别在犀护社会安全方面是十分重要的, 可指导化学**的分类处理。 瞬发伽马射线中子活化分析(PGNAA)技术利用分析活化产生的伽马射线能谱可以实现对物质中元素的无损, 快速检测, 在化学**识别中具有独特的优势。 因此, 本研究基于PGNAA技术进行了化学**弹药类型识别装置的设计, 同时使用逻辑树判别方法对化学**样品进行定性分析。 首先, 基于高纯锗(HPGe)探测器与Cf-252中子源, 使用蒙特卡罗MCNP程序对装置结构进行设计优化, 主要包括中子源容器尺寸、 伽马屏蔽体厚度以及探测器相对位置等。 为了最大化样品活化产生的特征伽马射线, 需要提高样品位置处的热中子通量, 采用聚乙烯作为慢化体, 模拟结果显示聚乙烯厚度达到6 cm, 宽度达到12 cm时, 样品中热中子通量达到较高水平。 为了降低周围材料活化噪声的干扰, 选择铅作为屏蔽结构, 模拟显示铅屏蔽厚度达到5 cm时, 可满足屏蔽要求。 同时, 探测器与样品之间的距离也会影响对伽马射线的探测, 最终模拟确定探测器与样品之间的距离为28 cm时, 特征信号计数最高。 根据优化结果搭建测量装置, 使用分析纯试剂根据真实化学**元素含量配制化学**模拟样品, 通过对5种化学**模拟样品的测量获得伽马能谱。 对能谱中的特征峰处理过程中, 基于特征峰对元素进行分析, 针对计数统计性较好的元素(如H, Cl, S)的特征峰, 使用高斯及多项式拟合的方式对特征峰处的高能量康普顿平台进行扣除, 获得特征伽马射线的全能峰信息。 而对统计性较差的元素特征峰(如N元素的10.829 MeV), 采用能量区间加和法, 对该能量下的全能峰至单逃逸峰之间的计数求和, 进而可确定该元素在样品中的存在情况, 最后利用建立的逻辑树判别方法根据元素存在信息对样品类型进行判别。 实验结果表明, 利用该优化的装置可以获得5种模拟样品的能谱, 结合能谱分析方法可以得到化学**模拟样品中的H, Cl, S和N等元素的存在信息, 最后使用逻辑树判别方法可以对化学**样品种类进行判别。
化学** 核素识别 装置优化设计 特征峰拟合分析 Chemical weapon PGNAA PGNAA Nuclide identification Device optimization Characteristic peak fitting analysis 光谱学与光谱分析
2019, 39(12): 3653
1 中国工程物理研究院 核物理与化学研究所, 四川 绵阳 621999
2 北京应用物理与计算数学研究所, 北京 100088
为实现14 MeV D-T中子源旋转靶活化特性计算与分析，首次采用一种新的技术途径，将自主研发的活化程序BURNDOT与蒙特卡罗自动建模系统MCAM、蒙特卡罗粒子输运程序MCNP相结合，通过中子输运、材料活化、光子输运模拟计算的耦合，考察了材质、栅元、主要活化核素对靶室活化特性的影响。结果表明，约以辐照后68 h为界，材料铜、316不锈钢先后作为旋转靶室活度的主要贡献者，前者其产生的缓发γ剂量因62Cu,64Cu核素的存在而达到活化剂量最大值，后者因有长半衰期核素55Fe,57Co,54Mn等的存在，但其产生的剂量率值低于安全限值10 μSv/h。采用新方法的计算结果与采用欧洲活化程序FISPACT-2007的计算结果符合较好。
旋转靶室 放射性活度 放射性核素 剂量率 BURNDOT BURNDOT rotary target chamber radioactivity radioactive nuclide dose rate 强激光与粒子束
2018, 30(9): 096002
