1 西安交通大学 西安 710049
2 中国核电工程有限公司 北京 100840
核临界安全分析是保证乏燃料后处理厂安全性的关键技术，而现有核临界安全事故分析程序中，或在几何适用范围上受限，或由于计算效率低而工程实用性差。因此，亟需研发一套适用范围大、计算精度高的临界安全分析方法，提高对核临界事故的分析精度，为乏燃料后处理厂提供技术保障。为此，本文针对乏燃料溶液系统特性，基于零维超细群截面制作与全问题并群方法、预估-校正准静态中子动力学计算方法和二维轴对称热工-辐解气体模型，开发了相应的计算程序模块，最终形成了一套具备并行功能的三维乏燃料溶液系统临界安全分析程序hydra-TD。进一步利用该程序对法国SILENE实验装置进行了验证，结果显示：第一裂变功率峰、倍增时间、总裂变次数等关键参数的误差较小，证明hydra-TD程序正确模拟了燃料溶液系统临界过程中的多物理过程，具备临界安全分析的能力。
乏燃料溶液 临界安全 瞬态分析 多物理耦合 Spent fuel solution Critical safety Transient analysis Multi-physics coupling
1 环境保护部核与辐射安全中心, 北京 100082
2 华北电力大学 核科学与工程学院, 北京 102206
随着核电事业的快速发展,核电厂卸载的乏燃料越来越多。如何处置核电站乏燃料中的次锕系核素（MA）既是核燃料再利用的重要过程,又是闭式循环中的关键步骤。如果处置得当,不仅可以提高燃料的利用率,而且可以将MA变成同位素燃料电池、中子源等有用的核素。国际上认可的处置方法是分离-嬗变,但是嬗变MA的难点是嬗变堆型的选取和如何提高嬗变率。压水堆(PWR)是国内外最成熟的堆型和商业运行的主要堆型,也是现阶段最具有可能进行MA嬗变的堆型。于是,本文利用MCNP程序研究了压水堆嬗变MA的特性,通过研究MA嬗变棒的设计、添加位置和添加量等对压水堆堆芯有效增殖因子的影响,初步探索出最佳的压水堆嬗变MA的设计方案,为我国现阶段进行压水堆嬗变MA奠定了理论基础。
压水堆 次锕系核素（MA） 嬗变 乏燃料 pressurized water reactor minor actinides(MA) transmutation spent fuel 强激光与粒子束
2017, 29(3): 036016
1 中国工程物理研究院 战略研究中心, 北京 100088
2 中国工程物理研究院 研究生院, 北京 100088
3 中国工程物理研究院, 四川 绵阳 621900
4 北京应用物理与计算数学研究所, 北京 100094
利用燃耗计算程序MCORGS模拟反应堆燃耗与乏燃料中Pu同位素含量之间的关系,通过对轴向上分为20段的重复栅元模型和组件模型进行的燃耗计算,得到压水堆中乏燃料中轴向不同位置燃耗的分布和Pu-239同位素含量的变化,模拟发现Pu-239同位素含量随着燃料棒在堆芯中的位置不同变化很大。同时,对VVER1000组件和压水堆17×17组件也进行了燃耗计算,计算发现组件径向不同位置的燃耗有一定差别。轴向上和径向上不同位置的燃耗差别会导致同一批卸载的乏燃料中含有很多低燃耗的燃料区间,这种乏燃料给国际核不扩散带来了巨大的风险,应该加强监管。
钚同位素 燃耗 乏燃料 轻水堆 plutonium isotopic composition burnup spent fuel light water reactor 强激光与粒子束
2017, 29(3): 036012
1 中国工程物理研究院激光聚变研究中心, 四川 绵阳 621900
2 中国工程物理研究院研究生部, 北京 100088
激光放大系统通常可分为高峰值功率和高平均功率两大类。近年来出现了越来越多同时需要这两种特性的应用, 即要求系统能输出高峰值功率激光, 能高效、高重复频率的工作, 并具有高能量转化效率。针对不断增长的应用需求, 相干放大网络(ICAN)计划基于啁啾脉冲放大、光纤分束放大和相干合束技术解决了高功率激光脉冲在光纤中的非线性损伤等限制功率提升的关键问题, 在获得更高能量和峰值功率的同时避免了光纤中非线性效应导致的波形畸变, 为突破若干限制高峰值功率、高重复频率脉冲激光系统发展的关键障碍提供了解决途径。光纤放大网络的可定标放大特性为许多新的应用提供了解决方案, 如基于激光的粒子加速器、激光驱动核废料处理、地球轨道碎片清理和激光驱动聚变能等。
激光技术 光纤放大网络 相干放大网络 激光粒子加速器 核废料处理 轨道碎片清理 激光与光电子学进展
2017, 54(1): 010002
清华大学 核能与新能源技术研究院， 北京 100084
球床模块式高温气冷堆采用包覆颗粒球形燃料元件，在反应堆运行过程中，不断排出的乏燃料球将被装入乏燃料贮罐。乏燃料贮罐应选取适当的材料和厚度，对光子和中子进行有效屏蔽，使罐外的剂量率满足相应的限值要求。为此，使用张弛长度法和蒙特卡罗模拟法研究乏燃料贮罐的中子屏蔽性能。屏蔽材料为铁和含硼聚乙烯，计算了铁和不同B4C含量聚乙烯的屏蔽性能，并给出了乏燃料贮罐装满乏燃料球后，乏燃料球自吸收对贮罐外剂量率的影响。两种方法计算结果吻合很好，可以为实际工程中的屏蔽设计提供参考意见。
高温堆 乏燃料 屏蔽性能 蒙特卡罗模拟 high temperature reactor spent fuel shielding effect Monte Carlo simulation
