蓝浩洋[1]（2021）在《基于高强度准单能伽马源的光致蜕变和核共振荧光无损检测研究》文中研究说明近年来,随着激光功率的不断攀升和先进加速器技术的持续发展,利用高功率激光和相对论电子束之间的康普顿散射（LCS）产生高强度射线源已成为国际先进光源技术的重要选项之一。相较于传统的伽马光源,LCS伽马源同时具备了高强度、短脉冲、准单色、能量连续可调、高偏振度等优良特性。目前,不少国际着名的研究机构都已发展或正在发展LCS伽马源,如中国的SLEGS、美国的HIγS、日本的New-SUBARU、欧盟的ELI-NP等。随着世界范围内LCS伽马源的陆续投建与运行,其相关的关键技术、实验测量以及应用研究已成为国际上的研究热点。能量在粒子分离能以上的LCS伽马源可用于测量光致蜕变反应,进而为解开p-核素的核合成之谜提供必要的核物理输入量;同时,能量在粒子分离能以下的LCS伽马源诱发的核共振荧光反应（NRF）可以为核同位素提供独特的物理指纹,是实现同位素含量识别和断层扫描成像的理想物理探针,在违禁品无损检测方面具有巨大的发展前景。本论文的工作主要是围绕LCS伽马源在两个方面的应用展开理论分析和蒙特卡罗模拟:一方面,探究利用LCS伽马源对涉及带电粒子的光致蜕变反应进行测量的可行性,分析相关测量对p-核素核合过程中的光致蜕变反应率的影响;二是利用LCS伽马源诱发NRF反应,进而对违禁品（如毒品和特殊核材料）进行元素比识别以及断层扫描成像的应用研究。在涉及带电粒子的光致蜕变的研究中,我们探讨了通过（γ,p）和（γ,α）反应测量对带电粒子光学模型势进行约束的方案。综合考虑复合核和预平衡反应机制,计算了p-过程相关的3000个核素的（γ,p）和（γ,α）反应的截面和天体反应率。通过系统性的比较发现,光致蜕变反应率—尤其是（γ,α）反应率—受到了光学势（OMP）的显着影响。因此,更好地确定OMP对于减少涉及带电粒子的光致蜕变反应率的不确定性至关重要。考虑到在以往的核合成研究中确定的重要反应,同时出于补充涉及p-核素光致蜕变反应的实验结果的目的,我们基于ELI-NP伽马光装置和硅微条阵列探测器提出了的6个（γ,p）和8个（γ,α）反应的测量方案,并用Geant4进行了模拟。在同时满足最小可探测产额以及质子/α粒子能谱分辨的情况下,估计了测量这些反应所需的伽马源最小能量。研究结果表明,在p-过程发生的典型天体温度（T9=2.5）的Gamow能区内,对这些光致蜕变反应进行直接测量是可行的。此外,预期的实验结果可用于约束带电粒子的OMP,并最终减少p-过程核合成反应速率的不确定性。在天体环境中,相当一部分的原子核都处于激发态,要完全确定p-核素的核合成过程,仅仅获得基态靶核的俘获和光致蜕变反应率是不够的,还需要准确获取涉及激发态的俘获和光致蜕变反应率。因此,我们进一步探讨了对（γ,pi）和（γ,αi）反应进行测量的可行性。研究发现,在入射光能量Me V时96,98Ru（γ,p1）反应的出射粒子探测是可行的,因为它们的第一激发态带电粒子发射占主导地位（95%）。在Me V时,八个（γ,p）反应的截面比明显增大。在Me V时,可探测到123Te（γ,α）反应的和125Te（γ,α）反应的;而在Me V时可探测到87Sr（γ,α）反应的。相应地,根据细致平衡原理,推导出它们的反俘获反应的分截面比。由于光致蜕变逆反应的直接实验只能在基态原子核上进行,以上的光致蜕变测量可以为带电粒子俘获反应提供补充结果,并有助于从实验上对带电粒子OMP进行约束。在基于LCS-NRF的化合物无损检测方面,我们结合NRF信号探测和元素比分析,提出了一种能够对毒品（如冰毒、可卡因、海洛因、氯胺酮和吗啡）进行无损检测的新方法。通过NRF探测,可以获得样品中核素的组成和含量,进而对毒品进行鉴别和检测。数值模拟结果显示,在康普顿光子束流为1011的条件下,12C、14N和16O的四个NRF信号峰均可被探测到,其显着性水平为7–24σ。利用元素比方法,提取了毒品中14N/12C和16O/12C的比值,预测得到的元素比与理论值吻合较好。此外,探讨了在铁盒/咖啡因等良性材料屏蔽下的毒品无损检测可行性。研究结果表明,该方法可以在实际可行的测量时间内识别毒品和爆炸物,在违禁品的在线无损检测方面具有较大潜力。在基于LCS-NRF的特殊核材料断层扫描成像方面,探讨了通过NRF探测对特殊核材料进行同位素级别的断层成像的可行性。首先,我们结合散射NRF（s NRF）和透射NRF（t NRF）探测,提出了一种可以对多种同位素进行无损识别以及成像的新方法。蒙卡模拟表明,通过对被测物体进行一维的s NRF扫描,可以判断235,238U同位素的存在与否,并可推导出被测物体中的同位素比值235U/238U。经同位素识别和同位素比值预测后,用t NRF探测方法实现了235U的断层扫描成像。重建图像显示,隐藏在铁棒中的235U的空间分布可以被清晰地显示出来。另一方面,我们结合s NRF探测和发射型断层成像算法（ECT）,提出了一种可以同时获取多种SNM同位素断层图像的新方法。在s NRF探测中,在NRF反应的作用下,不断放出伽马退激辐射的目标同位素可被视为一个形状未知的伽马放射源,其空间分布可以通过ECT算法进行有效重建。研究表明,从s NRF-ECT图像中可以同时获取隐藏在铁棒中的235U和238U的空间分布。研究结果表明,我们提出的方法能够有效地筛选出隐藏在金属材料中的特殊核材料,并且具有实现同位素成像的潜力。
庹先国,刘福乐,王琦标,邓超,石睿,穆克亮,牛江[2]（2020）在《中重核中子共振研究及应用进展》文中提出中子在核检测应用中发挥着重要的作用,弥补了X射线检测对原子序数不敏感的缺点。在特定能区内,中子反应截面随中子能量剧烈变化,发生共振现象。核素共振能谱具有唯一性,据此可以进行核素的定性和定量分析。其中,中重核的共振能区在eV～keV能区,是中子共振分析中的重要组成部分。目前在该方面已有较多研究成果,在测温、成像、无损分析、核数据测量等方面有较为广泛的应用。对此,通过查阅中子共振方面的文献和书籍,对中子共振国内外的研究状况进行总结和分析,并展望其发展趋势。
赵冬[3]（2020）在《基于PGNAA技术的中子能谱测量方法研究》文中指出中子能谱测量是中子物理学中一项重要的研究内容,在反应堆设计、中子治癌及中子辐射防护等诸多应用领域具有重要意义和研究价值,一直以来都是前沿研究热点。本文中提出了基于瞬发伽马射线中子活化分析技术中子能谱测量方法,即利用伽马探测器记录中子与物质相互作用过程中在极短时间(约10-14s)内放出的瞬发特征伽马射线,当与中子相互作用的样品的元素及其含量已知,则探测器记录的特征峰计数与样品位置处的中子注量率随能量的分布,即中子能谱相关。通过分析特征伽马射线可以反演入射中子能量的相关信息。首先详细阐述了该方法的测量原理和实现过程,并讨论了其理论可行性;根据测量原理设计并搭建了一套基于高纯锗探测器的测量装置,包括高纯锗探测器、样品（中子-伽马射线转换材料）、探测器屏蔽体等;设计过程中利用MCNP对测量装置的响应函数进行模拟计算,以响应函数的条件数及解谱仿真的均方根误差为评价标准,对样品的材料选择和结构设计进行优化,最终确定样品为1cm铅+1cm有机玻璃+1cm氯化钠+6cm有机玻璃+1cm含硼聚乙烯的层状样品（棱长10cm的立方体）;此外,探测器屏蔽结构包括聚乙烯和碳酸锂组成的中子屏蔽体和金属铋作为伽马射线屏蔽体。随后,利用完成搭建的测量装置对DT中子发生器、Cf-252中子源及聚乙烯慢化的Cf-252中子源的中子能谱进行实验测量,对于伽马能谱测量结果通过能谱拟合分析软件Gamma Fit对其中的指示性核素特征峰的进行准确分解和面积统计;利用MATLAB软件编写了基于粒子群优化法的解谱算法,结合实验数据和响应函数进行解谱计算,解谱结果与MCNP模拟能谱基本一致,验证了此方法的可行性和准确性。
孙琪[4]（2019）在《ADS相关238U中子核数据基准检验及296 MeV氘核诱发散裂反应中子测量》文中认为加速器驱动的次临界系统（Accelerator Driven Sub-critical System,ADS）具有固有安全性,能够充分利用铀或钍增殖核燃料,并可以有效嬗变核废料,从而解决或减轻核能在安全性、核燃料供应以及核废料处理等方面存在的问题,具有很好的发展前景。ADS利用高能强流质子束轰击重金属散裂靶作为高通量、宽能谱的外中子源驱动次临界堆芯运行,其运行特性在很大程度上取决于源中子分布以及中子与堆芯内各种材料的相互作用。在ADS的设计过程中,需要大量精确的散裂中子数据和中子核反应数据。本论文工作针对ADS散裂靶以及关键材料238U的中子学需求,开展了散裂中子能谱实验测量和238U中子核数据检验等研究,对ADS中子学设计具有重要意义。本论文基于中国原子能科学研究院核数据重点实验室的中子积分实验装置,利用飞行时间法测量了14.8 MeV的D-T中子与尺寸分别为10 cm×10 cm×2cm、10 cm×10 cm×5 cm和10 cm×10 cm×11 cm的238U板状样品相互作用,在60°和120°方向上的泄漏中子谱。使用MCNP蒙特卡洛程序结合国际上主要的中子评价核数据库（ENDF/B-VII.1、JENDL-4.0、CENDL-3.1、TENDL-2015、JEFF-3.2、ENDF/B-VIII.0和JEFF-3.3等）进行了模拟计算,检验其中的238U中子评价核数据。并对样品中的中子通量以及反应率等进行了详细的模拟计算,分析不同中子反应道对泄漏中子谱的贡献。结果表明,使用JENDL-4.0评价数据库的计算结果和实验数据符合得最好。使用CENDL-3.1评价数据库计算得到的结果,在2.5-8 MeV能量范围内存在很大的高估。这主要是由于裂变中子能量分布在这一范围内存在高估造成的。ENDF/B-VIII.0评价数据库中的238U中子核数据与ENDF/B-VII.1的相比有了很大的改进。其计算结果消除了ENDF/B-VII.1的计算结果在8.5-15.5 MeV能量范围内存在的高估。JEFF-3.3评价数据库比JEFF-3.2评价数据库有了一定的改进。然而,计算结果和实验数据之间仍然存在较大的差异。利用D-T中子源轰击不同材料的组合样品,通过飞行时间法测量了60°方向的泄漏中子谱,对中子在不同材料中的输运过程进行了研究。组合样品材料有钨、铀、石墨和聚乙烯等,沿中子飞行方向逐层叠加。根据这些材料的宏观检验结果选择合适的评价核数据库文件（钨:ENDF/B-VII.1、铀:JENDL-4.0、石墨和聚乙烯:JENDL-4.0或ENDF/B-VII.0）,使用MCNP结合这些核数据库文件对组合样品泄漏中子谱、各个子样品对泄漏中子谱的直接贡献以及中子产额等进行了模拟计算。结果表明,组合样品泄漏中子谱的计算结果和实验数据符合得非常好。这也验证了这些材料中子核数据宏观检验结果的正确性。石墨和聚乙烯具有很强的中子散射能力。将它们加入到组合样品后,铀样品对泄漏中子谱的直接贡献迅速减小。聚乙烯对中子的散射能力比石墨更强。此外,为了在模拟中得到更多信息,利用GEANT4蒙特卡洛程序对积分实验装置进行了模拟研究。其计算结果与MCNP计算结果基本一致,验证了计算方法的可行性。基于HIRFL-CSR核数据实验终端,利用飞行时间法测量了296 MeV氘核轰击尺寸为Φ3.5 cm×24 cm的铍靶和尺寸为Φ5 cm×1 cm的铅靶在不同角度的出射中子谱。并利用GEANT4和MCNPX蒙特卡洛程序结合不同的散裂反应理论模型进行了模拟计算。铍可以作为反应堆反射层、聚变堆中子增殖材料、加速器束窗材料以及中子源靶材料等。铅是一种非常重要的散裂靶材料和堆芯冷却剂材料。研究这些材料的散裂中子特性,对ADS靶堆耦合系统的设计具有一定的指导意义。本论文还利用GEANT4和FLUKA蒙特卡洛程序对256 MeV质子轰击多种材料在不同角度出射的中子能谱进行了模拟,检验各种散裂反应理论模型的可靠性。这些结果均表明,INCL模型的计算结果整体上能够更好地符合实验数据。
朱倩雯[5]（2017）在《利用反冲质子法进行中子能谱测量研究》文中研究表明中子能谱测量是研究核物理、粒子物理、基本对称性、天体物理学和宇宙学、基本常数等问题的重要组成部分。属于物理学领域的基础研究,是中子探测学的重要部分,也是解决其他领域问题的重要途径之一,对核物理的研究和发展有着极大作用。本文简要介绍了中子能谱测量的主要方法及其发展历史,以及闪烁体探测器的探测原理等相关内容。结合课题要求和对中子能谱解谱方法的调研,利用气体闪烁体探测器,通过反冲质子法测能谱以及中子解谱工作,得到相应的中子能谱并与入射中子能谱进行比较,探讨基于气体闪烁体探测器的反冲质子法中子能谱研究的可行性与有效性。本文利用蒙特卡罗程序,研究了聚乙烯靶厚度与反冲质子出射角分布对探测的影响,得到了聚乙烯材料的最佳厚度0.1cm和探测器放置最佳位置0°角。利用蒙特卡罗程序模拟中子入射聚乙烯靶产生反冲质子和反冲质子入射气体闪烁体探测器并沉积能量这两个过程,得到3种不同能量分布的入射中子产生的反冲质子能谱,同时简要讨论了反冲质子能谱与入射中子能谱的关系。最后利用MATLAB程序,结合中子解谱的基本原理和探测器响应函数,利用三种不同类型的解谱方法对得到的反冲质子谱进行解谱,结果与原中子谱基本符合,证明了解谱工作的正确性与准确性,将三种方法作比较,结果表明GRAVEL算法在多种入射中子能谱的情况下都能保持较小误差,有更大的适用性。
易凌帆[6]（2016）在《中子多重性测量分析方法仿真研究》文中认为核材料是核武器的核心,对于核材料质量属性的测量,一直是核查领域的核心议题。随着时代的发展,核材料与核技术已经由军用向民用成功转型,这也意味着核扩散几率的增加。所以,发展针对核材料的无损测量技术是十分有意义的。中子多重性测量分析方法是一种测量核材料质量属性的无损测量方法,它是基于符合测量概念发展而来。本文主要介绍了中子多重性测量分析方法的测量原理,比较了两种（主动法和被动法）中子多重性测量分析方法的理论方程式,对于中子多重性测量探测器以及多重性测量电子学原理也进行了研究。本文探讨了3He管参数对于中子探测器探测效率的影响。利用MCNPX程序构建了有源井型中子符合计数器（AWCC）的物理模型,通过改变3He管的参数（长度、数目、间距）,得到不同的探测效率。根据所得数据,得到3He管的优化布局:长度18cm、管间距为4cm、单圈3He管的数量为12根,进而得到AWCC的最高探测效率为50.7%。本文通过模拟仿真的方法,首次尝试了将便携式中子符合计数器（PNCC）用于主动法中子多重性测量。利用MCNPX程序模拟PNCC,对铀样品进行了测量,得到了裂变中子的多重新分布以及捕获中子的脉冲时间序列,初步证明了便携式中子符合计数器（PNCC）用于主动法中子多重性测量的可行性。然后根据中子脉冲时间序列形成原理,将MATLAB程序生成的符合泊松分布的裂变反应时间间隔与捕获中子的脉冲时间序列相加,得到了基于同一时间起点的中子脉冲序列。这次尝试,为未来中子多重性探测器向着灵活性、便携性的方向发展提供了借鉴。
彭超[7]（2016）在《球床型氟盐冷却高温堆正常运行工况下放射性源项的初步分析》文中研究说明放射性源项是指放射性物质由给定源向环境的实际释放或潜在释放信息,主要包括释放核素的种类、形态、数量以及随时间变化的其他释放特征。反应堆放射性源项分析是反应堆安全分析的重要组成部分,是反应堆设计、安全运行、退役、放射性废物管理、环境影响分析和应急计划制定等工作的重要基础。氟盐冷却高温堆是一种新的堆型,正处于研究设计的初步阶段,在堆芯设计、材料成分以及运行环境等方面都跟其它堆型存在一定的不同。这决定了氟盐冷却高温堆的源项有其自身的特点,例如,FLiBe熔盐冷却剂在中子的活化下产生氚,氚在高温环境中对金属材料具有很强的渗透性,是氟盐冷却高温堆设计时必须考虑的问题。本文初步建立了一套球床型氟盐冷却高温堆正常运行工况下源项的分析方法,并采用中国科学院上海应用物理研究所10 MWth固态燃料钍基熔盐堆（TMSR-SF1）的概念设计作为基准设计,计算了正常运行工况下TMSR-SF1的源项。本文采用输运-燃耗耦合的方法,完成了堆芯裂变产物产额分析以及堆内构件材料的活化分析;采用压力容器破损模型分析了TRISO燃料颗粒的辐照性能,探讨了燃耗深度、运行温度以及SiC层的材料属性对TRISO颗粒性能的影响;采用扩散模型分析了重要核素在燃料中的释放特征;建立了重要放射性核素在TMSR-SF1中的迁移方程,计算了重要放射性核素在一回路冷却剂、覆盖气以及包容体中的分布情况;并根据温度梯度质量传输理论分析了60Co的沉积效应。本文计算了TMSR-SF1在以10 MW满功率运行200天后,包容体内各部分的放射性核素的情况。计算表明在低燃耗、低运行温度环境下,燃料颗粒不会发生破损。燃料中的裂变产物主要通过制造缺陷、重金属污染和核素迁移等方式进入到一回路冷却剂中。冷却剂中的放射性核素除来自燃料外,还来自于冷却剂自身活化以及结构材料腐蚀产物的活化。大部分的放射性核素被滞留于氟盐冷却剂中,部分核素,主要是惰性气体、碘、氚和少量惰性金属,将会进入冷却剂覆盖气。一回路冷却剂的覆盖气构成了氟盐冷却高温堆主要的可向环境释放的源项。氚的释放、14C的生成、60Co在一回路中的沉积和一回路冷却剂辐照后的高放射性是氟盐冷却高温堆源项分析中需要重点关注的问题。
贾晓淳[8]（2015）在《热堆嬗变99Tc靶件中子学与释热率特性研究》文中认为核能的发展必须要考虑核燃料的供应、核电站的建设、乏燃料的处理及处置等整个核燃料循环链。国家通过设立“863”重点项目“核燃料循环与核安全技术”,针对先进核燃料循环开展了大量的研究,包括在快堆和热堆中嬗变长寿命、高放射性核废料的研究,基本解决了利用热堆嬗变长寿命裂变产物的基础可行性问题。该项目对于制定适合我国国情的热堆嬗变模式,实现先进的闭式燃料循环路线和核燃料可持续发展战略具有重要意义。99Tc是最重要的长寿命裂变产物之一,由于其热中子吸收截面较大,适合在热堆中进行嬗变。在“863”项目的支持下,本课题参考常见的17×17 PWR组件模型,选用以Zr H2和Al2O3为惰性基体、99Tc的体积分数为40%60%的靶件,以嬗变靶件替代燃料元件的装载方式,计算含有99Tc嬗变靶件的组件中子学参数、99Tc靶件自身的释热能以及靶件对组件的功率分布造成的影响。本文对加入靶件前后的组件中子学参数进行了计算,结果表明,由于99Tc热中子的吸收截面较大,靶件置入堆芯将导致燃料寿期缩短,组件的温度系数更负。随着靶件中99Tc体积分数的增加,这种变化更加明显。另外,由于Zr H2的慢化作用强于Al2O3,因此以Zr H2为惰性基体的靶件对上述中子学参数的影响更加明显。文中使用MCNP计算靶件的轴向释热率分布,给出具体了的轴向功率分布,并对比了靶件加入前后组件的功率分布变化,发现加入99Tc嬗变靶件后,组件内的燃料棒功率分布变得较平坦,且靶件中的99Tc含量越多,功率越平坦。对比两种不同的惰性基体材料制成的靶件对组件功率的影响,发现以Al2O3为惰性基体的靶件对组件的功率分布更有利。本文的结论可以为热堆嬗变99Tc的可行性研究和堆外热工水力试验靶件模拟件的研制提供参考。
俞涛[9]（2015）在《现场条件下便携式能谱仪快速鉴定低活度低贯穿辐射样品的研究》文中研究表明核恐怖事件如脏弹袭击等发生的可能性大增及贫铀武器在战争中大量使用,可导致内污染甚至内照射放射损伤。大量核素进入体内,越早使用相应的特异促排剂对救治越有效,4h后基本无效。但核恐怖袭击中多采用的是低贯穿辐射的放射源,如α核素因贯穿力弱,活度较小时不易检测和鉴定其核素种类。目前主要的鉴定方法耗时多超过5h,或操作繁琐,或仪器笨重,不适宜战现场环境使用。针对这些问题,需要找出适合战场或现场条件下快速检测发现低活度低贯穿辐射样品的方法,并快速识别核素种类。如何在现场快速、准确、高效地鉴定造成损伤的武器种类,确保救护人员能够及时有效地采取防护措施,为伤员针对性地应用特异促排剂,对于减少人员伤亡具有重要现实意义。本项目选择0-330g贫铀样本,首先进行辐射监测,比较贯穿辐射（外照射空气吸收剂量率）和表面沾染水平,研究检测出低贯穿辐射样品所需的最小测量距离和最小样品质量。其次,对待测放射性样品,选择实验室常用的高纯锗能谱仪和和ICP-MS,鉴定其核素种类和组成构成,为进一步使用便携式能谱仪进行结果比对奠定基础。再次,利用多种类型的便携式γ能谱仪对不同质量的低贯穿辐射样品进行检测,分析结果,明确使用便携式γ能谱仪对低活度低贯穿辐射样品进行鉴定的可行性。最后,利用前期结果选择出性能较好的便携式γ能谱仪,研究鉴定低贯穿低活度样品所需的最小样品质量、样品放射性核素的纯度、测量时间和测量距离等,获得战现场环境下鉴定低贯穿低活度所需的最基本条件,建立快速简单低贯穿低活度放射性样品的方法,为核恐怖袭击和贫铀武器损伤早期诊治提供指导。
肖思聪[10]（2015）在《聚变—裂变混合能源堆含钍燃料包层中子学研究》文中研究表明钍资源在地壳中的储量是铀资源的3倍多,聚变-裂变混合能源堆（FFHR）由于具有强的聚变中子源,可以高效地把232Th转换成易裂变核233U,此种路径将有效的扩充现有核燃料的资源。由于混合堆包层具有较高的能量放大能力,与纯聚变能源堆相比FFHR其对托克马克装置聚变参数的要求低近一个量级,目前国际热核聚变实验堆（ITER）的堆芯参数就可以满足要求,FFHR可以提前应用聚变能。但纯钍燃料装载的FFHR存在的问题是运行初期能量放大倍数M很低,这会对聚变功率和聚变增益（Q）提出更高的要求,而这在短期内难以实现。为实现堆内钍燃料的高效利用,本文的目标是研究FFHR在仅使用天然钍/铀燃料并保持较高的能量放大倍数（M≥6）和氚增殖比（TBR≥1.05）的前提下,达到较高的233U增殖能力,同时将增殖的233U在堆内烧掉,实现钍-铀燃料自持循环的设计方案。在上述目标下,本文围绕混合能源堆含钍燃料包层开展中子学研究,包层的燃耗计算采用清华大学核研院开发的输运燃耗程序COUPLE2.0,主要内容包括:1.基于ITER堆芯参数建立的简化二维D字型包层模型计算结果,创新性地提出了一种可实现上述目标的基于环向或极向交叉布置策略的水冷包层方案。包层由独立的钍燃料和铀燃料模块构成,两种燃料模块在包层的环向进行交叉布置。堆芯首炉优化后环向可支持60%钍燃料模块体积份额,20年末时,将铀模块替换成新的天然钍燃料模块,第二炉堆芯在60年的燃耗时间内可烧掉90吨的232Th。2.建立了FFHR水冷三维模型并与二维模型进行了对比,获得二维模型的参数M及TBR比三维模型偏高10%左右的结论。对钍铀燃料模块极向交叉布置的三维水冷包层进行了优化,得到较佳233U增殖性能的首炉布置方案。20年末时,三维模型同样可以过渡到全钍燃料装载的第二炉堆芯。为提高首炉堆芯233U的增殖速率,以降低首炉到第二炉的过渡时间,还研究了采用抑制裂变、氦气冷却和熔盐冷却的钍模块方案,各方案233U增殖速率分别是水冷方案的2、2.5和3.2倍。3.提出了基于233U启动的全钍熔盐燃料包层设计方案,包层采用产能与产氚功能分区布置。产能区（ThF4+233UF4）的摩尔组分为4.5%,其中233UF4占的比例为12%;产氚区在装载15%6Li富集度的产氚熔盐条件下,系统启动仅需要8.2吨233U,并在满足M和TBR设计要求条件下,采用周期性燃料后处理方式,可实现233U燃料自持循环,反应堆的运行只需要添加232Th燃料。
首先简单简介论文所研究问题的基本概念和背景，再而简单明了地指出论文所要研究解决的具体问题，并提出你的论文准备的观点或解决方法。
本文主要提出一款精简64位RISC处理器存储管理单元结构并详细分析其设计过程。在该MMU结构中,TLB采用叁个分离的TLB,TLB采用基于内容查找的相联存储器并行查找,支持粗粒度为64KB和细粒度为4KB两种页面大小,采用多级分层页表结构映射地址空间,并详细论述了四级页表转换过程,TLB结构组织等。该MMU结构将作为该处理器存储系统实现的一个重要组成部分。
调查法：该方法是有目的、有系统的搜集有关研究对象的具体信息。
观察法：用自己的感官和辅助工具直接观察研究对象从而得到有关信息。
实验法：通过主支变革、控制研究对象来发现与确认事物间的因果关系。
文献研究法：通过调查文献来获得资料，从而全面的、正确的了解掌握研究方法。
实证研究法：依据现有的科学理论和实践的需要提出设计。
定性分析法：对研究对象进行“质”的方面的研究，这个方法需要计算的数据较少。
定量分析法：通过具体的数字，使人们对研究对象的认识进一步精确化。
跨学科研究法：运用多学科的理论、方法和成果从整体上对某一课题进行研究。
功能分析法：这是社会科学用来分析社会现象的一种方法，从某一功能出发研究多个方面的影响。
模拟法：通过创设一个与原型相似的模型来间接研究原型某种特性的一种形容方法。
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 伽马源的产生方式 |
| 1.1.1 轫致辐射 |
| 1.1.2 俘获核反应 |
| 1.1.3 正电子飞行湮灭 |
| 1.1.4 激光康普顿散射 |
| 1.2 运行和在建的激光康普顿伽马源装置 |
| 1.2.1 美国的高强度伽马源(HIγS) |
| 1.2.2 日本的New SUBARU |
| 1.2.3 罗马尼亚的欧盟强激光基础设施-核物理部(ELI-NP) |
| 1.2.4 中国的上海激光电子伽马源(SLEGS) |
| 1.3 论文选题 |
| 1.3.1 研究背景 |
| 1.3.2 研究现状 |
| 1.3.3 研究意义 |
| 1.4 内容安排 |
| 第2章 光致蜕变反应率对光学势的敏感性研究 |
| 2.1 前言 |
| 2.2 光致蜕变反应的理论分析 |
| 2.2.1 反应机制及模型 |
| 2.2.2 光学模型势 |
| 2.3 光致蜕变反应截面及反应率 |
| 2.3.1 计算方法 |
| 2.3.2 计算结果 |
| 2.3.3 光致蜕变测量提议 |
| 2.4 基于ELI-NP伽马装置的光致蜕变反应模拟 |
| 2.4.1 物理建模 |
| 2.4.2 带电粒子能谱 |
| 2.4.3 光致蜕变反应产额 |
| 2.4.4 光致蜕变测量可行性分析 |
| 2.5 小结 |
| 第3章 产生激发态剩余核的光致蜕变反应研究 |
| 3.1 前言 |
| 3.2 (γ,p)_(L0i)和(γ, α)_(L0i)反应的理论分析 |
| 3.3 (γ,p)_(L0i)和(γ, α)_(L0i)反应的蒙卡模拟 |
| 3.3.1 带电粒子产额的探测阈值 |
| 3.3.2 各反应道的产额贡献率 |
| 3.3.3 出射带电粒子的能量 |
| 3.3.4 出射带电粒子能谱 |
| 3.3.5 俘获反应截面 |
| 3.4 小结 |
| 第4章 基于核共振荧光(NRF)的毒品无损检测 |
| 4.1 前言 |
| 4.2 NRF的理论分析与模型构建 |
| 4.2.1 NRF反应截面 |
| 4.2.2 出射光子角分布 |
| 4.2.3 NRF物理建模 |
| 4.3 结果 |
| 4.3.1 背散射检测的NRF产额 |
| 4.3.2 毒品的NRF特征信号 |
| 4.3.3 毒品的元素比分析 |
| 4.3.4 屏蔽状态下的毒品检测 |
| 4.3.5 元素比方法的系统误差 |
| 4.4 小结 |
| 第5章 基于透射NRF探测的特殊核材料成像 |
| 5.0 前言 |
| 5.1 物理模型构建 |
| 5.1.1 特殊核材料的NRF截面及角分布 |
| 5.1.2 散射NRF探测布局 |
| 5.1.3 透射NRF探测布局 |
| 5.2 结果 |
| 5.2.1 散射NRF信号 |
| 5.2.2 透射NRF信号 |
| 5.2.3 透射型断层成像算法 |
| 5.2.4 成像结果 |
| 5.3 讨论 |
| 5.3.1 漏检率与探测时间 |
| 5.3.2 角分布 |
| 5.4 小结 |
| 第6章 基于散射NRF探测的特殊核材料断层成像 |
| 6.1 前言 |
| 6.2 物理建模 |
| 6.2.1 探测布局 |
| 6.2.2 参数设置 |
| 6.3 结果 |
| 6.3.1 散射NRF信号 |
| 6.3.2 成像算法 |
| 6.3.3 成像结果 |
| 6.4 小结 |
| 第7章 总结与展望 |
| 7.1 总结 |
| 7.2 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读学位期间的研究成果 |
| 致谢 |
| 1 方法 |
| 1.1 中子飞行时间谱 |
| 1.2 多普勒展宽 |
| 1.3 NRTA和NRCA |
| 2 应用 |
| 2.1 测温 |
| 2.2 共振中子成像 |
| 2.3 核燃料元件检测 |
| 2.4 核数据测量 |
| 3 结语 |
| 摘要 |
| abstract |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 选题背景及意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 核反应法 |
| 1.2.2 核反冲法 |
| 1.2.3 核活化法 |
| 1.2.4 核裂变法 |
| 1.2.5 其他方法 |
| 1.3 本文研究目的、意义及内容 |
| 1.3.1 研究目的及意义 |
| 1.3.2 研究内容 |
| 1.4 论文结构 |
| 第二章 基于PGNAA技术测量中子能谱的原理 |
| 2.1 中子与物质相互作用的方式 |
| 2.1.1 弹性散射 |
| 2.1.2 非弹性散射 |
| 2.1.3 辐射俘获反应 |
| 2.1.4 其他反应 |
| 2.2 光子与物质相互作用的方式 |
| 2.2.1 光电效应 |
| 2.2.2 康普顿效应 |
| 2.2.3 电子对效应 |
| 2.2.4 其他反应 |
| 2.3 PGNAA技术测量中子能谱原理 |
| 2.3.1 PGNAA技术原理及应用 |
| 2.3.2 PGNAA技术测量中子能谱原理 |
| 2.4 本章小结 |
| 第三章 测量装置设计及优化 |
| 3.1 探测器的选择 |
| 3.1.1 闪烁体探测器 |
| 3.1.2 半导体探测器 |
| 3.1.3 探测器选取原则 |
| 3.2 探测器屏蔽结构设计 |
| 3.2.1 伽马射线屏蔽 |
| 3.2.2 中子屏蔽 |
| 3.3 样品设计及优化 |
| 3.3.1 样品材料选择 |
| 3.3.2 样品结构设计 |
| 3.4 装置支撑结构 |
| 3.5 本章小结 |
| 第四章 实验测量及解谱 |
| 4.1 中子源的选取 |
| 4.1.1 DT中子发生器 |
| 4.1.2 Cf-252 自发裂变中子源 |
| 4.2 实验测量 |
| 4.2.1 DT中子发生器测量 |
| 4.2.2 Cf-252 中子源测量 |
| 4.2.3 聚乙烯慢化的Cf-252 中子源测量 |
| 4.2.4 中子能谱模拟结果 |
| 4.2.5 伽马能谱测量结果及分析 |
| 4.3 中子能谱解谱 |
| 4.3.1 中子能谱解谱方法 |
| 4.3.2 粒子群优化算法 |
| 4.4 本章小结 |
| 第五章 总结及展望 |
| 5.1 全文总结 |
| 5.2 前景展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在学期间的研究成果及发表的学术论文 |
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 引言 |
| 1.1 研究背景与意义 |
| 1.2 ~(238)U中子核数据研究现状 |
| 1.2.1 评价核数据 |
| 1.2.2 实验测量与检验 |
| 1.3 论文内容与结构 |
| 第2章 ADS靶堆耦合系统中子学特性 |
| 2.1 散裂中子产生特性 |
| 2.2 次临界堆芯中子反应 |
| 2.2.1 核燃料增殖 |
| 2.2.2 核废料嬗变 |
| 2.3 本章小结 |
| 第3章 散裂反应理论与模拟 |
| 3.1 散裂反应机制与模型 |
| 3.2 256 MeV质子诱发散裂反应模拟研究 |
| 3.2.1 GEANT4和FLUKA蒙特卡洛程序介绍 |
| 3.2.2 实验数据的选择 |
| 3.2.3 薄靶中子双微分截面结果 |
| 3.2.4 厚靶中子双微分产额结果 |
| 3.3 本章小结 |
| 第4章 ~(238)U中子评价核数据检验 |
| 4.1 实验测量 |
| 4.2 实验数据处理 |
| 4.2.1 探测器能量刻度 |
| 4.2.2 探测器效率曲线 |
| 4.2.3 飞行时间刻度 |
| 4.2.4 中子-伽玛鉴别 |
| 4.2.5 中子能谱计算 |
| 4.3 MCNP模拟 |
| 4.3.1 MCNP输入参数 |
| 4.3.2 标准样品结果 |
| 4.4 实验结果分析 |
| 4.4.1 不同厚度~(238)U样品60°方向结果 |
| 4.4.2 不同厚度~(238)U样品120°方向结果 |
| 4.4.3 结果分析讨论 |
| 4.5 新评价数据库的检验以及对比分析 |
| 4.5.1 新评价数据库检验结果 |
| 4.5.2 新评价数据库对比分析 |
| 4.6 组合样品实验分析 |
| 4.7 利用GEANT4 对积分实验装置进行模拟研究 |
| 4.7.1 点探测器的实现 |
| 4.7.2 初步计算结果 |
| 4.8 本章小结 |
| 第5章 296 MeV氘核诱发散裂反应出射中子测量 |
| 5.1 实验测量 |
| 5.2 电子学与数据获取 |
| 5.3 实验数据处理 |
| 5.4 实验结果分析 |
| 5.4.1 铍靶中子双微分产额 |
| 5.4.2 铅靶中子双微分截面 |
| 5.5 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题背景及研究的目的和意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.3 本文研究目的与主要内容 |
| 1.4 本章小结 |
| 第2章 中子测量理论基础 |
| 2.1 中子源介绍 |
| 2.1.1 反应堆中子源 |
| 2.1.2 同位素中子源 |
| 2.1.3 加速器中子源 |
| 2.1.4 散裂中子源 |
| 2.2 中子探测方法 |
| 2.2.1 核反冲法 |
| 2.2.2 核反应法 |
| 2.2.3 核裂变法 |
| 2.2.4 活化法 |
| 2.3 中子能谱测量方法 |
| 2.3.1 飞行时间法 |
| 2.3.2 反冲质子法 |
| 2.3.3 核反应法 |
| 2.3.4 阈探测器法 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 闪烁体探测器 |
| 3.1 闪烁体探测器简介及组成 |
| 3.2 闪烁体探测器的工作原理 |
| 3.3 闪烁体的分类 |
| 3.4 闪烁体的选择 |
| 3.5 气体闪烁体 |
| 3.6 本章小结 |
| 第5章 MCNP理论模拟 |
| 5.1 蒙特卡罗方法简介 |
| 5.1.1 蒙特卡洛方法的基本思想 |
| 5.1.2 蒙特卡罗方法的特点 |
| 5.2 基于气体闪烁体探测器的反冲质子法几何模型 |
| 5.3 聚乙烯靶厚度对反冲质子的影响 |
| 5.4 反冲质子出射角分布 |
| 5.5 基于反冲质子法的中子能谱测量模拟 |
| 5.6 本章小结 |
| 第6章 中子解谱 |
| 6.1 中子解谱原理 |
| 6.2 GRAVEL解谱算法 |
| 6.3 遗传算法 |
| 6.4 逐步迭代算法 |
| 6.5 MATLAB程序简介 |
| 6.5.1 MATLAB程序概要 |
| 6.5.2 MATLAB程序的主要特点 |
| 6.6 解谱结果 |
| 6.7 本章小结 |
| 第7章 结论与展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 摘要 |
| Abstract |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 中子多重性测量分析方法的研究意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.3 无损测量技术 |
| 1.3.1 无损测量的定义 |
| 1.3.2 无损测量技术的分类 |
| 1.4 符合测量技术 |
| 1.4.1 符合测量原理 |
| 1.4.2 相关中子符合分析方法介绍 |
| 第二章 中子多重性测量分析方法的基本原理 |
| 2.1 核材料的裂变反应 |
| 2.2 中子的探测方法 |
| 2.2.1 核反冲法 |
| 2.2.2 核反冲法 |
| 2.2.3 核裂变法 |
| 2.2.4 核激活法 |
| 2.3 测量系统的组成 |
| 2.4 中子多重性分析方法研究 |
| 2.4.1 中子多重性测量的定义 |
| 2.4.2 多重性分析方法和理论方程式 |
| 2.4.3 中子多重性测量分析方法的优势和不足 |
| 第三章 中子多重性测量电子学研究 |
| 3.1 中子多重性探测器 |
| 3.1.1 有源井型中子符合计数器( AWCC) |
| 3.1.2 便携式中子符合计数器（PNCC） |
| 3.2 中子探测电路 |
| 3.3 中子脉冲序列和Rossi-α 分布 |
| 3.4 预延迟电路 |
| 3.5 多重性移位寄存器 |
| 第四章 中子多重性测量模拟仿真研究 |
| 4.1 MCNPX软件介绍 |
| 4.2 基于有源井型中子符合计数器( AWCC)的~3He管优化设计模拟仿真 |
| 4.2.1 ~3He正比计数管的设计 |
| 4.2.2 计算机模拟试验 |
| 4.3 基于便携式中子符合计数器（PNCC）的中子多重性脉冲时间序列采集模拟仿真 |
| 4.3.1 便携式中子符合计数器（PNCC）的模拟仿真 |
| 4.3.2 中子脉冲时间序列的采集 |
| 第五章 总结与展望 |
| 5.1 总结 |
| 5.2 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间的科研成果 |
| 致谢 |
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 1 绪论 |
| 1.1 放射性源项分析的重要性 |
| 1.2 各堆型源项分析方法 |
| 1.2.1 压水堆 |
| 1.2.2 高温气冷堆 |
| 1.2.3 钠冷快堆 |
| 1.3 熔盐堆的研究历史与现状 |
| 1.4 FHR及其源项特点 |
| 1.5 研究内容概述 |
| 2 堆芯裂变产物积存量 |
| 2.1 TMSR-SF1堆芯简介 |
| 2.2 放射性物质的来源 |
| 2.2.1 核燃料的裂变 |
| 2.2.2 冷却剂的活化 |
| 2.2.3 结构材料的活化 |
| 2.3 裂变产物产量计算方法 |
| 2.4 计算程序介绍 |
| 2.4.1 SCALE程序 |
| 2.4.2 MCNPX2.6.0 程序 |
| 2.5 堆芯裂变产物积存量计算 |
| 2.5.1 TMSR-SF1堆芯建模 |
| 2.5.2 寿期末堆芯放射性核素的积存量 |
| 2.6 总结 |
| 3 燃料的性能和裂变产物的释放行为 |
| 3.1 TRISO颗粒的失效机制 |
| 3.1.1 力学机制 |
| 3.1.2 热化学机制 |
| 3.2 放射性核素的传输机制 |
| 3.2.1 反冲作用 |
| 3.2.2 扩散机制 |
| 3.3 计算程序介绍 |
| 3.3.1 STACY程序适用性分析 |
| 3.4 计算结果及讨论 |
| 3.4.1 TRISO颗粒性能分析 |
| 3.4.2 裂变产物的释放计算 |
| 3.5 总结 |
| 4 一回路冷却剂源项 |
| 4.1 裂变产物 |
| 4.1.1 计算方法 |
| 4.1.2 计算结果及分析 |
| 4.2 活化产物 |
| 4.2.1 熔盐自身成分活化 |
| 4.2.2 杂质核素的活化 |
| 4.2.3 腐蚀产物活化 |
| 4.3 ~(60)CO的产生与沉积 |
| 4.3.1 腐蚀机制 |
| 4.3.2 钴的腐蚀速率计算 |
| 4.3.3 沉积在换热器中的~(60)Co的放射性活度 |
| 4.3.4 计算结果的保守性分析 |
| 4.4 总结 |
| 5 堆内其它部分的源项 |
| 5.1 堆内构件源项计算 |
| 5.1.1 堆内合金构件 |
| 5.1.2 反射层 |
| 5.2 覆盖气源项计算 |
| 5.2.1 氩气的活化 |
| 5.2.2 一回路冷却剂中核素的释放 |
| 5.3 包容体源项计算 |
| 5.3.1 包容体中空气的活化 |
| 5.3.2 一回路覆盖气的泄露 |
| 5.4 总结 |
| 6 总结与展望 |
| 附录1：采用SCALE计算FHR产氚量的一些问题 |
| 附录2：基准验算 |
| 参考文献 |
| 发表文章及获奖情况 |
| 致谢 |
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题背景及研究意义 |
| 1.2 国内外LLFP嬗变现状 |
| 1.2.1 LLFP在快堆中的嬗变 |
| 1.2.2 LLFP在次临界系统中的嬗变 |
| 1.2.3 LLFP在热堆中的嬗变 |
| 1.3 本文主要研究内容 |
| 第2章 计算程序简介 |
| 2.1 蒙特卡罗方法与MCNP程序 |
| 2.2 Dragon程序简介 |
| 第3章 ~(99)Tc嬗变靶件布置方案 |
| 3.1 组件模型的选择 |
| 3.2 基体材料的选择 |
| 3.3 ~(99)Tc靶件布置方案 |
| 3.4 靶件中 ~(99)Tc的体积分数 |
| 3.5 小结 |
| 第4章 靶件对PWR组件中子学性能的影响 |
| 4.1 ~(99)Tc靶件对组件kinf的影响 |
| 4.2 ~(99)Tc靶件对组件能谱的影响 |
| 4.3 ~(99)Tc靶件对PWR组件燃料温度系数的影响 |
| 4.4 ~(99)Tc靶件对PWR组件慢化剂温度系数的影响 |
| 4.5 中子学性能小结 |
| 第5章 靶件释热率及靶件对堆内释热的影响分析 |
| 5.1 ~(99)Tc的体积份额对靶件释热率的影响 |
| 5.2 ~(99)Tc靶件的释热率来源分析 |
| 5.3 组件中燃料棒功率的变化 |
| 5.4 释热率特性小结 |
| 第6章 结论与展望 |
| 参考文献 |
| 作者攻读学位期间的科研成果 |
| 致谢 |
| 缩略语表 |
| 英文摘要 |
| 中文摘要 |
| 第一章 前言 |
| 1.1 选题缘由 |
| 1.2 研究背景 |
| 1.3 研究意义 |
| 1.4 研究内容 |
| 1.5 研究目标 |
| 第二章 低活度贫铀样本外照射空气吸收剂量率和表面沾染水平监测研究 |
| 2.1 材料与方法 |
| 2.2 结果 |
| 2.3 讨论 |
| 2.4 小结 |
| 第三章 高纯锗能谱仪和ICP-MS对低活度样品核素种类和构成鉴定研究 |
| 3.1 材料与方法 |
| 3.2 结果 |
| 3.3 讨论 |
| 3.4 小结 |
| 第四章 不同类型便携式能谱仪鉴定低活度放射性样品的可行性研究 |
| 4.1 材料与方法 |
| 4.2 结果 |
| 4.3 讨论 |
| 4.4 小结 |
| 第五章 便携式能谱仪对低活度样本进行核素识别的可靠性研究 |
| 5.1 材料与方法 |
| 5.2 结果 |
| 5.3 讨论 |
| 5.4 小结 |
| 全文总结 |
| 参考文献 |
| 文献综述 样品中铀测量方法的研究进展 |
| 参考文献 |
| 硕士在读期间发表论文情况 |
| 致谢 |
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 引言 |
| 1.1 研究背景及选题意义 |
| 1.2 聚变堆的研究现状 |
| 1.3 聚变裂变混合堆中子学研究现状 |
| 1.3.1 混合堆概述 |
| 1.3.2 混合堆含钍包层研究现状 |
| 1.4 论文工作内容介绍 |
| 1.4.1 论文研究方向及目标 |
| 1.4.2 论文研究内容及主要工作 |
| 1.4.3 论文结构 |
| 第2章 混合堆的基础物理学及燃耗计算程序 |
| 2.1 引论 |
| 2.2 包层中子学设计的基本原理及相关物理基础 |
| 2.2.1 混合堆包层内中子的基本反应 |
| 2.2.2 包层的中子学基本平衡方程及中子源效率 |
| 2.2.3 FFHR与ADS性能的比较 |
| 2.3 包层的燃耗方程与ORIGEN2程序简介 |
| 2.4 辐照损伤计算模型 |
| 2.5 包层中的主要核反应 |
| 2.5.1 包层中的氚增殖 |
| 2.5.2 包层内的中子增殖 |
| 2.5.3 包层内的核燃料增殖 |
| 2.6 输运与燃耗计算COUPLE 2.0 程序 |
| 2.6.1 程序的基本原理与计算流程 |
| 2.6.2 程序基准题的验证 |
| 2.7 本章结论 |
| 第3章 二维含钍燃料能源堆包层的中子学研究 |
| 3.1 引论 |
| 3.2 能源堆包层设计的目标及限制条件 |
| 3.3 包层二维模型 |
| 3.4 天然铀燃料装载包层中子学特性分析 |
| 3.4.1 铀水体积比对水冷方案系统性能的影响 |
| 3.4.2 氦冷天然铀方案中子学特性分析 |
| 3.4.3 天然铀装载包层燃耗特性分析 |
| 3.4.4 包层结构材料辐照损伤 |
| 3.5 全钍燃料模型中子学特性研究 |
| 3.5.1 钍燃料装载包层燃耗特性分析 |
| 3.6 水冷富集~（233）U钍燃料包层中子学分析 |
| 3.6.1 ~（233）U富集度对系统性能的影响 |
| 3.6.2 钍水体积比对系统性能的影响 |
| 3.6.3 小结 |
| 3.7 水冷钍 -铀燃料径向布置的中子学可行性分析 |
| 3.7.1 包层的径向布置方案 |
| 3.7.2 计算结果与分析 |
| 3.7.3 含Th固体燃料水冷包层方案小结 |
| 3.8 本章小结 |
| 第4章 交叉布置策略在含钍燃料包层中的应用 |
| 4.1 引论 |
| 4.2 包层的几何结构特性与包层中子学设计间的关系 |
| 4.3 基于二维D模型的包层环向交叉布置策略 |
| 4.3.1 首炉启动 |
| 4.3.1.1 首炉启动计算结果与分析 |
| 4.3.2 第二炉换料 |
| 4.3.2.1 第二炉燃耗特性 |
| 4.3.3 钍铀燃料模块环向交叉布置紧凑性对系统性能的影响 |
| 4.4 抑制裂变包层的设计 |
| 4.4.1 抑制裂变包层的思想 |
| 4.4.2 锂的中子学特性与产氚 |
| 4.4.3 采用前置锂层的新型钍燃料包层设计 |
| 4.4.4 产氚补充 |
| 4.5 熔盐冷却快裂变包层中子物理学设计 |
| 4.5.1 关键参数分析 |
| 4.5.1.1 固体燃料区厚度的设计 |
| 4.5.1.2 包层产氚优化 |
| 4.5.2 包层燃耗特性分析 |
| 4.5.3 各方案性能比较 |
| 4.6 本章小结 |
| 第5章 三维含钍燃料能源堆包层中子学研究 |
| 5.1 引论 |
| 5.2 次临界能源堆三维包层模型 |
| 5.3 三维模型与二维模型的系统性能比较 |
| 5.4 三维包层在极向布置钍燃料的可行性分析 |
| 5.4.1 极向钍燃料模块布置数量对系统性能的影响 |
| 5.4.2 首炉装载钍燃料模块参数优化 |
| 5.4.2.1 燃料区水装量对系统性能的影响 |
| 5.4.2.2 燃料区厚度对系统性能的影响 |
| 5.4.3 首炉装载铀燃料模块参数优化 |
| 5.4.3.1 燃料区水装量对系统性能的影响 |
| 5.4.3.2 燃料区厚度对系统性能的影响 |
| 5.4.4 典型首炉堆芯装载方案燃耗特性 |
| 5.4.5 第二炉堆芯装载方案燃耗特性 |
| 5.5 抑制裂变钍燃料模块设计 |
| 5.6 堆芯首炉采用双冷却剂的物理方案可行性研究 |
| 5.6.1 全钍燃料采用氦气的模块设计及其优化 |
| 5.6.2 堆芯首炉的典型燃耗计算 |
| 5.7 本章小结 |
| 第6章 含钍熔盐燃料能源堆包层的中子学初步研究 |
| 6.1 引论 |
| 6.2 基于单区熔盐燃料包层的中子学分析 |
| 6.2.1 包层的结构与计算模型 |
| 6.2.2 PuF_3熔盐组分含量对系统性能的影响 |
| 6.2.3 熔盐燃料区厚度对系统性能的影响 |
| 6.2.4 熔盐燃料区~6Li富集度对系统性能的影响 |
| 6.3 基于双区熔盐燃料布置包层的中子学分析 |
| 6.3.1 第一层燃料区PuF_3组分对系统性能的影响 |
| 6.3.2 第二层燃料区~6Li富集度对系统性能的影响 |
| 6.4 钍基燃料自持循环熔盐包层的设计 |
| 6.4.1 前置产氚的快裂变增殖堆包层设计 |
| 6.4.1.1 快裂变增殖堆燃耗结果 |
| 6.5 Th-U燃料自持循环熔盐燃料包层 |
| 6.5.1 包层的结构与计算模型 |
| 6.5.2 产能区燃料组分对系统性能的影响 |
| 6.5.3 产氚区~6Li富集度对系统性能的影响 |
| 6.5.4 全熔盐堆的换料设置 |
| 6.6 本章总结 |
| 第7章 总结与展望 |
| 7.1 论文总结 |
| 7.2 研究展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 附录A 环向交叉钍铀燃料模块MCNP程序输入卡 |
| 附录B 全钍熔盐燃料模型MCNP程序输入卡 |
| 个人简历、在学期间发表的学术论文与研究成果 |
