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基于时间差法的位置灵敏3He正比计数管位置分辨性能研究

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核技术 2024年第6期47卷 65-75页

作者：王欣悦刘国荣李井怀梁庆雷周浩田园中国原子能科学研究院北京102413

中子定位技术可用于乏燃料后处理流程监测,以避免发生核临界安全事故。利用蒙特卡罗(Monte Carlo,MC)算法模拟了不同中子发射方式、^(3)He气压、管径、慢化体厚度等对位置灵敏^(3)He正比计数管位置分辨能力和探测效率的影响。对于管径为... 详细信息

中子定位技术可用于乏燃料后处理流程监测,以避免发生核临界安全事故。利用蒙特卡罗(Monte Carlo,MC)算法模拟了不同中子发射方式、^(3)He气压、管径、慢化体厚度等对位置灵敏^(3)He正比计数管位置分辨能力和探测效率的影响。对于管径为2.54 cm、灵敏区长80 cm、^(3)He气压为405300 Pa的位置灵敏^(3)He正比计数管,MC模拟结果表明:轴向各处位置分辨能力相同,对热中子点源的位置分辨极限为0.17 cm;慢化体厚5 cm且^(244)Cm源紧贴慢化体外壁时中子探测效率为3.0%,位置分辨为9.25 cm。用时间差法测试了^(244)Cm源在灵敏区不同位置、源管距、慢化体厚度等情况下此位置灵敏^(3)He正比计数管对^(244)Cm源的位置分辨能力与探测效率,测试结果表明:实验装置的理论位置分辨极限可达2.64 cm,当慢化体厚5 cm且^(244)Cm源紧贴慢化体外壁时位置分辨为18.50 cm,为理论值的一半。

关键词：位置灵敏 3He正比计数管中子定位蒙特卡罗模拟时间差法位置分辨

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小角中子散射原位热力耦合加载装置

原子能科学技术 2024年第1期58卷 211-217页

作者：陈忠李天富王子军闫士博刘荣灯李眉娟胡文耀邹之全杨宇辰刘蕴韬孙凯陈东风中国原子能科学研究院北京102413

热力耦合近工况条件下材料微观结构的原位实验研究,对于深入理解材料服役性能演化机制十分重要,可给出样品微观上的纳米结构尺度分布。为充分发挥小角中子散射统计性好、取样体积大可开展原位实验等优势,本文基于中国先进研究堆小角中... 详细信息

热力耦合近工况条件下材料微观结构的原位实验研究,对于深入理解材料服役性能演化机制十分重要,可给出样品微观上的纳米结构尺度分布。为充分发挥小角中子散射统计性好、取样体积大可开展原位实验等优势,本文基于中国先进研究堆小角中子散射谱仪,设计并研制了一台高温和拉力同时加载的原位实验装置,并实现了高温高压下原位测量材料的纳米尺度形貌变化。实验测试结果表明,装置最大载荷可达20 kN,最高温度800℃,控温精度优于±1℃。利用该装置对镍基单晶高温合金样品进行了原位小角中子散射测试,发现温度拉力条件下样品内部纳米结构的明显变化,表明基于该装置可开展热力耦合加载下的原位小角中子散射实验。该装置及其相应实验方法,可用于核电不锈钢等多种高温结构材料的原位加载实验研究,提供微观结构演化数据。

关键词：中国先进研究堆小角中子散射原位热力耦合镍基单晶高温合金

CEFR蒸汽发生器给水调节系统的设计与调试

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核动力工程 2024年第2期45卷 183-186页

作者：刘勇段天英冯伟伟张玮瑛中国原子能科学研究院北京102413

蒸汽发生器给水调节系统是中国实验快堆(CEFR)重要的控制系统,需要实现自动控制。根据该系统的控制需求针对性地设计了一套给水调节控制方案,并在CEFR实堆功率运行工况下验证了该控制方案。堆上试验结果表明,该控制方案能够在各种设计... 详细信息

蒸汽发生器给水调节系统是中国实验快堆(CEFR)重要的控制系统,需要实现自动控制。根据该系统的控制需求针对性地设计了一套给水调节控制方案,并在CEFR实堆功率运行工况下验证了该控制方案。堆上试验结果表明,该控制方案能够在各种设计工况下维持蒸汽发生器出口钠温稳定,具备抑制反应堆其他参数干扰的能力。本研究通过CEFR蒸汽发生器给水调节系统的设计与调试工作,实现了CEFR蒸汽发生器给水调节系统的自动化控制。

关键词： CEFR 蒸汽发生器给水调节系统自动控制

传统铀水冶工艺对稀土元素分布模式的影响及其在核法证中的应用

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原子能科学技术 2024年第1期58卷 33-39页

作者：何欢赵兴红姜小燕赵立飞李力力中国原子能科学研究院放射化学研究所北京102413

从生产过程的角度研究了稀土元素分布模式在核法证溯源中的适用性。通过跟踪调查某传统铀水冶厂从铀矿石到重铀酸钠的生产过程,在低本底(<0.512 ng/mL)、低检出限(<0.007 5 ng/mL)的实验条件下,对铀矿石、澄清浸出液、萃余液和重铀酸钠... 详细信息

从生产过程的角度研究了稀土元素分布模式在核法证溯源中的适用性。通过跟踪调查某传统铀水冶厂从铀矿石到重铀酸钠的生产过程,在低本底(<0.512 ng/mL)、低检出限(<0.007 5 ng/mL)的实验条件下,对铀矿石、澄清浸出液、萃余液和重铀酸钠样品进行了前处理后,采用TRU树脂分离稀土元素、电感耦合等离子体质谱(ICP-MS)测定稀土元素的含量,并绘制了稀土元素分布模式图。结果表明,上述4种样品整体上都是轻稀土富集,Eu亏损明显,稀土元素分布总体呈右倾斜深谷状。这说明经历了传统铀水冶工艺的铀材料仍会基本保留铀矿石的稀土特征,稀土元素分布模式有助于查明铀材料的来源和历史。

关键词：稀土元素分布模式核法证学铀水冶工艺电感耦合等离子体质谱

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基于GPU加速的投影后变分壳模型计算

原子能科学技术 2024年第2期58卷 272-278页

作者：陆晓连占江高早春中国原子能科学研究院核物理研究所北京102413

为进一步拓展投影后变分(VAP)壳模型计算应用核区范围,需提升VAP的计算效率。为此,利用OpenACC并行编程指令,首次将VAP程序从传统的CPU平台移植到了高性能GPU计算平台上。在角动量投影的每个积分格点上实现了数目庞大的各独立转动矩阵元... 详细信息

为进一步拓展投影后变分(VAP)壳模型计算应用核区范围,需提升VAP的计算效率。为此,利用OpenACC并行编程指令,首次将VAP程序从传统的CPU平台移植到了高性能GPU计算平台上。在角动量投影的每个积分格点上实现了数目庞大的各独立转动矩阵元的GPU并行化计算。经验证,采用GPU加速后的VAP程序计算得到的结果与原来的OpenMP并行化程序计算得到的结果完全相同,而计算效率得到了数倍的提升。借助于GPU加速技术,首次计算了变形重核^(178)Hf的基带能谱,打开了VAP壳模型方法应用于变形稀土重核之门。

关键词：壳模型投影后变分 GPU OpenACC

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干法后处理熔盐电解精炼过程数学模型研究

原子能科学技术 2024年第1期58卷 23-32页

作者：王赛林如山李康祎钟振亚钱宾杰张磊唐洪彬中国原子能科学研究院放射化学研究所北京102413

熔盐电解精炼是乏燃料干法后处理的核心工艺单元,通过数学模型探索高温熔盐电解精炼过程的化学与电化学变化,可为电解精炼工艺优化和设备设计提供参考依据。本文基于电化学热力学及物质传递公式建立了乏燃料熔盐电解精炼过程的数学模型... 详细信息

熔盐电解精炼是乏燃料干法后处理的核心工艺单元,通过数学模型探索高温熔盐电解精炼过程的化学与电化学变化,可为电解精炼工艺优化和设备设计提供参考依据。本文基于电化学热力学及物质传递公式建立了乏燃料熔盐电解精炼过程的数学模型,以铀钚锆三元合金燃料为研究对象,计算了燃料中关键元素的电极电势、分电流及物料分布随时间的变化。采用向后差分法对物料分布变化方程进行离散,通过文献实验数据对建立的数学模型进行了准确性验证。结果表明,模拟计算所得阴极沉积铀产品与实验数据的相对误差为2.80%,所建数学模型具有较好的拟合性。同时采用所建模型模拟计算了电流强度对乏燃料电解精炼过程的影响,结果表明电解速率与电流强度呈正比,不改变钚铀锆的溶解和沉积顺序。

关键词：乏燃料干法后处理熔盐电解精炼数学模型物料分布变化

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γ能谱法测量分析阀门中铀滞留量技术研究

原子能科学技术 2024年第2期58卷 489-497页

作者：王晶何丽霞邵婕文李育蓉中国原子能科学研究院放射化学研究所北京102413

定量测量工艺设备中的滞留量是核设施核材料测量的技术难点之一,对辐射防护、核材料临界安全和核材料闭合衡算具有重要意义。在核材料工艺生产线上,阀门与管道的连接方式不利于取样,因此,非破坏性分析方法更适合用于开展阀门中滞留量的... 详细信息

定量测量工艺设备中的滞留量是核设施核材料测量的技术难点之一,对辐射防护、核材料临界安全和核材料闭合衡算具有重要意义。在核材料工艺生产线上,阀门与管道的连接方式不利于取样,因此,非破坏性分析方法更适合用于开展阀门中滞留量的测量。本文采用无源效率刻度,针对球阀和蝶阀这两种最常见的阀门,建立了探测器全能峰绝对探测效率分析模型。运用坐标变换方法,实现了阀门分析模型的快速建立。在实验室条件下采用标准点源和铀样品进行了初步验证,铀样品中235 U含量的测量分析结果和标称值的相对偏差小于15%。坐标变换方法可快速准确地建立各种类型阀门的分析模型,为测量分析模型的建立提供了简便易行的解决方案。

关键词：滞留量阀门蒙特卡罗模拟 γ能谱法

基于RESYS程序的TOPAZ-Ⅱ反应堆系统模拟

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原子能科学技术 2024年第1期58卷 112-124页

作者：吴宗芸祁琳吴明宇李杨柳杨宏伟刘天才中国原子能科学研究院核工程设计研究所北京102413

本文使用C++语言开发了面向先进核反应堆的通用反应堆系统分析程序RESYS,在该程序的基础上建立了热离子核反应堆电源TOPAZ-Ⅱ的模型,并对其启动瞬态和稳态工况进行了模拟。建立的TOPAZ-Ⅱ反应堆系统模型包括反应堆堆芯热工模型、热离子... 详细信息

本文使用C++语言开发了面向先进核反应堆的通用反应堆系统分析程序RESYS,在该程序的基础上建立了热离子核反应堆电源TOPAZ-Ⅱ的模型,并对其启动瞬态和稳态工况进行了模拟。建立的TOPAZ-Ⅱ反应堆系统模型包括反应堆堆芯热工模型、热离子静态热电转换系统模型、热排放辐射散热器模型。铯热离子转换器电流密度使用Rasor模型,并使用6组缓发中子点堆动力学模型计算反应堆堆芯裂变功率随时间的变化,考虑各结构部件对反应性的影响。计算得到的稳态电功率输出与TITAM程序的计算结果较为一致,反应堆系统热电转换效率为5.04%。计算结果验证了所开发的RESYS程序以及建立的TOPAZ-Ⅱ系统模型的正确性。

关键词： TOPAZ-Ⅱ反应堆反应堆系统分析 RESYS程序热离子热电转换

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钠冷快堆燃料元件性能分析程序的开发与验证

原子能科学技术 2024年第3期58卷 604-613页

作者：陈启董高付海中国原子能科学研究院核工程设计研究所北京102413

为了评估钠冷快堆氧化物燃料元件稳态、瞬态和事故条件下的性能和行为演化,开发了钠冷快堆燃料元件性能分析程序FIBER。程序采用有限体积法实现燃料元件温度的计算,用有限元方法实现力学、裂变气体释放的计算,并通过时间步长控制模块控... 详细信息

为了评估钠冷快堆氧化物燃料元件稳态、瞬态和事故条件下的性能和行为演化,开发了钠冷快堆燃料元件性能分析程序FIBER。程序采用有限体积法实现燃料元件温度的计算,用有限元方法实现力学、裂变气体释放的计算,并通过时间步长控制模块控制程序的稳定运行。为验证程序的准确性,通过调研得到俄罗斯BN600反应堆辐照数据,与FIBER程序的裂变气体释放、柱状晶粒等计算结果进行对比分析。结果表明,FIBER程序对最大燃耗11.8at%、最大辐照损伤78 dpa的快堆燃料元件的辐照变形、柱状晶区、裂变气体释放性能评价是有效的。

关键词：钠冷快堆燃料元件燃料元件程序