一、The Evaluation of some Reference Fission Yield Data from ~(235)U Fission（论文文献综述）
张亚朋[1]（2021）在《小型重水慢化熔盐堆钍铀过渡与安全特性研究》文中认为熔盐堆采用液态形式燃料,具有流动性,可以实现裂变产物在线去除和233Pa在线提取,被认为是实现钍资源高效利用的理想堆型之一。重水慢化熔盐堆采用液态形式燃料,以重水作为慢化剂,综合了重水堆高中子经济性与传统熔盐堆在线处理、低压运行等优势,同时避免了石墨慢化熔盐堆中石墨由于中子辐照需定期更换所带来的一系列核废料管理问题,是最近提出的一种新概念熔盐堆。小型化反应堆具有低建设成本、高部署灵活性等优势,是未来核能发展的重要堆型之一。鉴于此,本文提出了一种功率为500 MWth的小型重水慢化熔盐堆。围绕该堆型,从堆芯设计、钍铀燃料循环和安全特性分析三方面进行了系统研究。为了获得较好的钍铀增殖性能以及负温度反应性系数以确保反应堆运行安全,本文首先对小型重水慢化熔盐堆的设计目标和准则进行了梳理,并开发出初始临界搜索（critical search calculation code,CSCC）计算模块。以此为基础,通过改变对边距（P）～（5～24）cm和熔盐份额（VF）～（4～28%）,对易裂变核素初始装载量、初始转换比（CR）、温度反应性系数（TRC）等目标参数进行了优化。考虑到钍铀燃料增殖和钍铀循环过渡需要,分别选取了三种启堆燃料233U-Th、LEU-Th和TRU-Th(LEU,17.95 wt%235U/U)进行分析,以期获得较好的初始钍铀循环性能。分析结果表明,233U-Th和LEU-Th两种燃料在所选取的Ps和VFs范围内,温度反应性系数均为负。相对而言,当堆芯P及VF分别为20 cm与20%时可获得较好的初始CR以及易裂变核素初始装载量。对于TRU燃料,建议采用较小的P（～5cm）和较大的VF（～24%）的堆芯以获得负的TRC。另外,考虑到熔盐管道对钍铀循环性能的影响,Si C和隔热层的厚度应分别小于2 mm和7 mm。堆外过渡是以现有常规易裂变核素为启堆燃料,在线提取233Pa,并且在堆外衰变为233U(T1/2=27 day)后储存,直到积累足够的233U以启动新堆的钍铀循环过渡方法。由于不需消耗233U,堆外过渡是解决自然界缺乏233U问题的有效途径之一。现有的堆外过渡方案以相同的燃料为启堆燃料和添加燃料（例如LEU）,将不可避免引入非易裂变重金属核素,导致堆芯重金属核素浓度升高,从而影响燃料盐化学稳定性与堆芯运行安全,也导致堆芯运行时长受限（为避免重金属核素浓度过度增加）。为此,本文提出了维持重金属浓度不变的改进型堆外过渡方案,其中包括两个阶段。第一阶段,以LEU为启堆燃料,在线添加从轻水堆（LWRs）乏燃料所提取的超铀（TRU）核素维持堆芯临界运行,同时在线提取233Pa。为确保TRC为负值并保持一定的安全裕量,第一阶段运行时间设置为300天。第二阶段将从第一阶段增殖所获得的233U与TRU进行混合,作为添加燃料。分析结果表明,混合燃料可维持堆芯临界安全运行,TRC为负值,并实现钍铀过渡与增殖。与此同时,通过提高混合燃料中233U份额可进一步改善TRC值。当混合燃料中233U的份额设定为15 mol%,只需3年便可获得启动一新堆所需的233U。60年运行,可添加TRU约11,512 kg,堆芯内残留TRU约3,830 kg,消耗TRU 7,680kg,所添加TRU燃料的放射性毒性可降低11%。堆芯稳态和瞬态响应特性是评价堆芯运行是否安全的重要依据。基于重水慢化熔盐堆独特堆芯结构,首先开发了适应于小型重水慢化熔盐堆的核热耦合程序。然后从隔热层厚度、重水流动速度、中子通量分布、熔盐温度分布和重水温度分布等方面对堆芯稳态特性进行了分析。分析结果表明,当隔热层厚度从3 mm减少到1 mm时,重水温度显着增加,综合考虑隔热层厚度对燃料增殖性能影响,建议选取3 mm作为隔热层厚度。在此厚度下,即使当重水速度从0.6 m/s降至0.02 m/s,重水温度从61.5℃升高到90℃,仍低于沸点,处于安全范围内。同时,燃料盐最高出口温度为667℃,低于700℃设计上限。与此同时,针对熔盐入口温度驱动瞬态、重水速度驱动瞬态、熔盐速度驱动瞬态等几种典型瞬态事故工况进行了深入分析。在燃料盐入口驱动瞬态、燃料盐流速驱动瞬态中,重水温度、燃料盐温度、堆芯功率均在安全范围内;对于重水速度驱动瞬态,由于堆芯功率变化较小,重水温度变化主要由重水流速变化所导致,但重水温度均处于安全范围内。上述分析结果表明,所设计的堆芯初步满足安全设计要求。
康旭忠[2]（2021）在《钍基熔盐堆中贵金属裂变产物99Mo产生和迁移研究》文中进行了进一步梳理99Mo是一种使用非常广泛的放射性医用同位素,全球每年利用99Mo进行的核医学操作超3200万例。目前99Mo主要通过研究堆辐照高富集度铀（HEU）靶生产。然而这种生产方式具有铀的利用少、三废多、不利于防核扩散、成本较高的特点。另外,全球很大一部分99Mo生产堆建造时代久远,运行过程中经常出现非计划的停堆,即将老化和退役,因此会导致今后一段时间内,全球面临99Mo供给严重短缺的问题。为了克服靶生产99Mo的上述缺点,当前有研究提出了采用熔盐堆生产99Mo的新方法。熔盐堆中产生的99Mo难溶于熔盐,会随着夹带气体自发地进入尾气中,因而利用熔盐堆生产99Mo具有流程简化、生产周期短、生产效率高、防核扩散性、铀的利用率高、三废少等特点,对尾气中的99Mo进行提取利用将会产生额外的巨大经济价值。为了发展该技术,本文以400MWt小型模块化钍基熔盐堆（sm-TMSR）为基准参考,对99Mo在熔盐堆中的裂变产生和迁移进行了研究,分堆内产生和迁移、气路管道壁面沉积损失、尾气系统中提取三块内容,如下:（1）堆内99Mo产生和迁移主要研究99Mo在堆内不同工况下的产量及在堆内的迁移沉积规律。首先利用基于熔盐堆燃料管理程序MOBAT,计算了sm-TMSR 233U、235U和239Pu的裂变百分比随燃耗时间的变化,从而得到了99Mo产生率随燃耗时间的变化。计算表明,当等效满功率天数（EEPD）约为600天时,235U裂变率最低,相应99Mo的产生率最小,为1.13×10-3（6-day TBq/MW/s）。其次,利用基于贵金属产生和消失的平衡方程以及MSRE的实验数据,计算了99Mo从主回路迁移到尾气系统的概率。迁移概率与堆内熔盐中气泡体积分数有较大关系:当气泡体积分数为0.02%,迁移概率的平衡值为18.4%;当气泡体积分数为0.6%时,平衡值为36.6%。此外,本文同时计算了除99Mo以外的主要贵金属核素产生率和这些核素从主回路迁移到尾气系统的概率。综合分析表明当生产相同量的99Mo,采用钍基熔盐堆生产需要处理的裂变产物的量约为常规铀靶裂变法的9.71%。（2）99Mo在气路管道壁面沉积损失本文利用计算流体力学软件Fluent16.1对99Mo在尾气管道壁面上的沉积损失进行了计算和分析。计算时,气相湍流模型采用两方程的Realizable k-?模型;近壁区域采用增强壁面函数;99Mo颗粒采用DPM模型,考虑其受到的拖曳力、热泳力、重力和布朗力。计算结果表明,颗粒的沉积率与气相进口速度、管壁环境温度、颗粒粒径分布、管道几何尺寸密切相关。考虑工况和计算模型的变化,本论文计算的沉积率的范围为15%到37%之间。为了减小99Mo在气路管道内的沉积损失,提高其提取效率,在考虑尾气管道设计时,应尽量增大管道的直径,减小其长度;在尾气管道运行时,应选择合适的气体入口速度和降低管道壁的环境温度与气体入口温度的温差。（3）尾气系统中提取为了把99Mo从尾气系统中在线的提取出来,通过借鉴目前工业上常用的喷淋法和静电吸附法去除空气或气体中含有的固体颗粒,并考虑尾气的高温、高放射性的特点,给出了喷淋法和静电吸附法在线提取装置结构、材料和提取所需的溶液。这两个装置都具有如下特点:能够保持尾气系统的密封性,防止放射性气体的外泄;能够对尾气进行冷却,便于尾气的后续处理;提取过程中,减少了尾气的成分,且不增加新的成分,也便于尾气的后续处理;能够利用目前常规的99Mo分离、纯化工艺对提取之后含有99Mo的溶液进行再加工。考虑固(99Mo颗粒)-气（氦气）-液（NaOH溶液）的三相流动,采用VOF+DPM模型对喷淋塔内的三相流场进行了模拟。首先通过网格无关系性验证,确定了模型的计算网格;其次计算和分析了不同工况对尾气液面密封性的影响,当初始液位过高时,会影响尾气的液面密封性,而尾气入口速度对尾气的液面密封性无影响;最后计算了不同工况,某一时刻（t=10s）99Mo颗粒各个状态的占比,从而近似得到99Mo的提取效率。在所有计算的工况中,当入口速度为1（m/s）,初始液位高度为0.6m,颗粒粒径分布为级配1时,提取效率最小,最小值为65.17%;当入口速度为10（m/s）,初始液位高度为0.5m,颗粒粒径分布为级配3时,提取效率最大,最大值为92.25%。通过对全文总结,得到从钍基熔盐堆sm-TMSR提取99Mo的提取比例范围在7.8%-27.7%之间。如果sm-TMSR（400MWt）运行时的负荷因子为0.75,则迁移到堆外的99Mo的速率范围为2.6×10-2-9.3×10-2（6-day TBq/s）。以2012年全球对99Mo需求量为23000（6-day TBq）为例,400MW sm-TMSR只要对迁移到堆外的99Mo的利用率达到2.8%,就能满足全球对99Mo的需求。
朱帆[3]（2021）在《棒状氢化锆慢化熔盐堆动力学方法及超铀元素嬗变性能研究》文中指出考虑到材料的工作温度、慢化比和价格等因素,熔盐堆（Molten Salt Reactor,MSR）一般采用石墨作为慢化剂,堆芯由四边形或六边形石墨组件排布而成,但石墨的慢化能力较弱且辐照后需定期更换。氢化锆（Zirconium hydride,ZrH）作为另一种较好的慢化剂材料,其慢化能力优于石墨且具有较好的热稳定性、耐高温和抗辐照等特点,但因其物理和材料特性,ZrH一般被制成棒状插入熔盐中。由于棒状氢化锆慢化熔盐堆（Molten Salt Reactor moderated by Zirconium Hydride,ZrH-MSR）燃料栅元间无固体边界,从而其堆芯内会存在明显的轴向和横向燃料盐流动,导致其缓发中子先驱核（Delayed Neutron Precursor,DNP）也产生相应的交混现象。此外,ZrH-MSR堆芯中流动的熔盐不仅作为燃料在反应堆中裂变产生能量,而且作为冷却剂将熔盐和ZrH慢化棒内热量从堆芯转移出去,这导致燃料盐运动和中子动力学之间形成了强烈的非线性耦合。针对ZrH-MSR特殊的动力学行为,本课题开发了一套三维中子/热工水力耦合分析程序,以模拟其在轴向和横向燃料盐流动共同作用下的功率场、流场和温度场,并考虑燃料盐和ZrH慢化棒之间的传热现象。接着,基于该程序开展了一系列ZrH-MSR堆芯安全性能研究。首先,针对ZrH-MSR堆芯中燃料盐既是内热源也是冷却剂,且相邻通道间燃料盐存在横向交混的特点,基于子通道模型开发了热工水力学分析程序SubTH,并以Fluent计算结果作为验证基准,分别对比了4棒束矩形燃料组件、7棒束六边形燃料组件和7棒束圆形燃料组件的子通道温度分布,证明了该程序的正确性和可行性。其次,基于蒙特卡罗粒子输运程序MCNP5与子通道热工水力学程序SubTH,开发了稳态核热耦合程序MCNP-SubTH。MCNP-SubTH通过外耦合方式进行程序间的数据交换,分模块验证了其准确性,并采用该程序对简单的六边形燃料组件进行了初步模拟,进一步表明了该程序的有效性。此外,基于该程序对中子学优化完成的1800MWth ZrH-MSR堆芯设计方案进行了初步的稳态安全特性评估,计算了不同工况下keff、中子通量、熔盐温度和ZrH慢化棒温度分布,可为其进一步优化设计提供一些建议。接着,基于多群中子扩散理论完成了中子扩散程序3DN的开发,并耦合子通道热工水力学程序SubTH,开发了瞬态核热耦合程序3DN-SubTH,并通过大量的基准题校验,表明了该程序可用于ZrH-MSR动力学行为分析。采用该程序对美国Transatomic Power公司提出的25 MWth ZrH-MSR堆芯安全特性进行了初步评估。结果表明:正常工况下,控制棒全部提出时其堆芯具有最高的燃料盐子通道温度（3号子通道,1025.53 K）,对应的最热ZrH慢化棒中心线温度（3号ZrH慢化棒）为1065.21 K,可以满足H/Zr原子比为1.66时ZrH慢化棒的安全要求（1073.15 K）。由于25 MWth ZrH-MSR的堆芯功率和燃料盐入口流速极低,堆芯内横向流动效应引起的中子通量和DNP变化不大,但它对25 MWth ZrH-MSR堆芯温度有显着影响,考虑堆芯横向燃料盐流动效应的最热燃料盐子通道和ZrH慢化棒中心线的最高温度分别比不考虑横向燃料盐流动效应的堆芯低5.21 K和7.35 K。此外,各种瞬态情况模拟结果表明该反应堆具有较好的负温度反应性系数,可以保证其堆芯在事故情况下安全停堆。最后,提出了以TRU嬗变为目标的ZrH-MSR堆芯设计方案,并分别从燃料循环和核热耦合层面对其进行了初步分析。燃料循环层面计算结果表明,采用LiF燃料盐和SVF=0.5的ZrH-MSR能在50年运行期间满足TRU溶解度的要求,且有最大TRU嬗变比消耗,约为252.0 kg/（GWth·year）,对应的嬗变支持比为2.9。优化后的ZrH-MSR经过50年运行后,其堆芯卸料后总TRU放射性毒性比未经TRU嬗变的小63.9%,且运行期间堆芯一直保持负温度反应性系数。核热耦合计算结果则表明,优化后ZrH-MSR的最热子通道和ZrH慢化棒分别为3号子通道（1045.50 K）和31号ZrH慢化棒（1085.63 K）,其最热ZrH慢化棒仍低于H/Zr原子比为1.6时ZrH的最高破坏温度（1100 K）,但剩余安全裕度较小,需进一步展平堆芯功率或提高堆芯质量流量以满足其安全需求。
肖向[4]（2021）在《基于压水堆的高精度多群截面库制作方法研究》文中指出在压水堆核设计过程中,首先需要知道不同能量（10-5eV～10MeV）的中子和各种材料相互作用的微观截面及相关参数,而这部分参数主要存放在多群数据库中。因此,多群截面数据的精度,对最终的计算结果具有较大影响。目前,主要通过截面处理程序NJOY读取评价核数据库中的连续点截面数据,根据不同的核设计需求生成对应的多群截面库。为了提高计算效率,NJOY程序引入了一个典型问题的权重谱,并采用简化的中子输运方程形式,将连续点截面数据合并成多群截面数据。对于绝大部分核素,其截面数据随能量变化比较平坦,上述过程生成的多群截面数据对计算结果影响较小。然而,对于共振自屏效应和各向异性散射效应较强的核素（如238U和1H等）来说,简化的中子输运理论模型以及典型问题的权重谱会导致多群截面数据精度较差,从而影响最终的计算结果。此外,在多群截面库制作过程中,不同的截面处理程序参数和评价核数据库版本对结果同样具有较大影响。因此,本文主要针对传统多群截面库的理论模型及其制作参数选取进行研究,从而制作出适用于压水堆的多群截面库。主要从以下几个方面进行研究改进:首先,针对压水堆轻核材料的各向异性散射效应问题,采用不同的输运修正方法进行研究分析。对于各向异性散射较强的系统（如黑棒组件和堆芯基准题）,传统的ouflow近似会引入较大的反应性误差,而采用慢化区inflow近似虽然可以提高反应性精度,但是P0阶通量谱与基准值偏差较大。因此,本文将组件均匀化理论引入inflow近似中,即采用均匀化截面和精确裂变源数据进行输运修正计算,结果表明该方法可以同时提高反应性和P0阶通量谱的计算精度。其次,针对压水堆燃料区和包壳区的共振自屏效应进行研究分析。对于燃料区的共振自屏效应处理,本文主要通过修正238U的吸收共振积分进行近似处理,基于特定的评价核数据库和能群结构（如ENDF/B-Ⅶ.0和70群结构）,得到适用于压水堆计算的经验修正量。对于包壳区的共振自屏效应处理,将燃料区共振计算的等价理论和子群方法应用于包壳区共振计算中。计算结果表明,该方法相对于传统参考稀释截面（或称本底截面）方法精度高、普适性强,可以较好处理压水堆包壳区的共振自屏效应。此外,针对多群截面库制作过程中选取的参数进行研究分析。国内外发布的不同版本评价核数据库（如CENDL-3.2、ENDF/B-Ⅷ.0、JEFF-3.3等）和截面处理程序NJOY的输入参数（如热化能上限、权重谱和稀释截面）进行典型压水堆基准题测试,分析不同参数的选取对反应性造成的影响,从而得到精度最高的多群截面库制作参数组合。最后,根据上述优化方法,通过大量基准题对该多群截面库进行测试验证。数值结果表明,采用了上述优化方法制作的多群截面库相对于IAEA方法制作的多群截面库精度高、普适性强,整体计算结果与基准值符合较好。综上所述,本文主要针对压水堆的多群截面库制作方法进行研究。考虑组件均匀化理论的inflow输运近似,可以较好处理压水堆轻核材料的各向异性散射效应;基于ENDF/B-Ⅶ.0评价核数据库和70群结构的238U吸收共振积分修正量,可以提高燃料区共振计算精度;采用等价理论和子群方法处理包壳区的共振自屏效应,可以提高包壳区共振计算精度;采用优化后的多群截面库制作参数,可以提高截面库整体计算精度。相对于传统多群截面库制作方法,通过上述优化方法制作的多群截面库在压水堆计算中精度高、适用性广,对提高压水堆核设计精度具有一定的工程参考意义及学术研究价值。
程治强[5]（2021）在《熔盐堆内Nb等贵金属裂变产物的行为研究》文中研究指明熔盐堆是先进四代堆中唯一的液态燃料反应堆,由于液态燃料的特点使得熔盐堆中锕系核素和裂变产物的行为和分布对熔盐堆的设计、建造、运行和安全产生重要影响。中国科学院上海应用物理研究所（SINAP）正在开展钍基熔盐堆核能系统（TMSR）的研发,以研究锕系核素和裂变产物行为和分布及其对熔盐堆运行和干法分离影响为目标的熔盐反应堆化学成为一项亟待开展的重要工作。贵金属裂变产物是核裂变产物的重要组成部分。贵金属裂变产物性质复杂,它们的行为和分布与熔盐堆中燃料盐的重要特性—氧化还原电位状态,有着密切的关联,因此,熔盐中贵金属裂变产物的行为和分布研究,成为SINAP熔盐反应堆化学中关键的研究课题。本论文用SINAP自主设计并研制的15 Me V电子加速器中子源辐照UF4,使用γ射线能谱技术,研究辐照后UF4与熔盐堆用冷却盐FLi Be（Li F-Be F2,66%-34mol%）混合熔融后,以95Nb为代表的贵金属裂变产物在熔盐、哈氏合金以及石墨之间的沉积和分配为关注点,研究了还原剂金属Li和氧化剂Ni F2的加入对贵金属裂变产物分布的影响。主要研究内容和得到的主要结果是:（1）裂变产物的行为和分布研究方法的建立在熔盐高温化学处理技术的基础上,建立了基于熔盐中裂变产物行为研究的实验方法。实验观察到的关于挥发性裂变产物、亲盐类裂变产物和贵金属裂变产物的总体行为以及95Nb作为熔盐堆燃料盐氧化还原指示剂的论断都与ORNL在MSRE上的研究相一致,证明本论文采用的实验方法的可行性和可信性,为后续的研究奠定了技术基础。（2）裂变产物95Nb在FLiBe熔盐中的行为与分布基于裂变产物95Nb有望成为熔盐堆燃料盐氧化还原性质的指示剂,研究了95Nb在FLi Be熔盐中的行为与分布。研究表明大部分95Nb能够稳定存在于FLi Be熔盐中。金属Li的加入使95Nb还原成金属颗粒而沉降,导致熔盐中95Nb活度的下降,降低的程度与95Zr-95Nb生长-衰变关系的时间以及95Nb的浓度相关。在此基础上,讨论了95Nb作为熔盐堆燃料盐中氧化还原电位指示剂在技术上的局限性和解决方案。（3）FLi Be熔盐中裂变产物95Nb在哈氏合金上的沉积通过分析ORNL的相关结果,认为熔盐中95Nb活度检测结果受熔盐中可溶性95Nb与不可溶的95Nb金属小颗粒能否正确区分的影响,这也是ORNL有关实验数据较为零乱、分散,甚至反常的原因之一,并得到实验的支持。为此研究了熔盐中裂变产物95Nb在哈氏合金上的沉积,以及95Nb在合金上沉积与它在熔盐中比活度的相关性。研究结果表明95Nb在哈氏合金上沉积量的变化与熔盐电位改变相关联;哈氏合金上的95Nb和103Ru的沉积率比能够定量表征熔盐的氧化还原电位。研究结果为利用贵金属裂变产物检测熔盐堆氧化还原电位提供了2个更准确、操作性更强的新方案。（4）其他贵金属裂变产物在FLi Be熔盐中的分布与行为考察了熔盐中的99Mo、103Ru和132Te及其在石墨、哈氏合金上的沉积和分布规律,研究了熔盐氧化还原性质性对哈氏合金上99Mo、103Ru和132Te沉积行为的影响。因为99Mo在放射性药物研制上有巨大的需求,为此,根据99Mo在熔盐中的行为,提出了从熔盐中分离提纯99Mo的可行方法。上述研究表明在钍基熔盐堆核能系统建成之前在实验室利用白光中子源辐照产生全源项裂变产物,开展熔盐反应堆化学研究不仅可行,而且能够获得有意义的研究结果。在钍基熔盐堆运行后,实验室研究结果将为反应堆现场的监察和诊断提供科学和技术层面上的支持、保障和指导作用。
李长园[6]（2021）在《铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能研究》文中研究表明铝基碳化硼是以金属铝为材料基体,以碳化硼为中子吸收物质组合而成的复合材料。铝基碳化硼复合材料具有良好的热中子吸收性能,材质轻,韧性好,耐高温、耐辐射,原材料价格低廉,已被用于部分压水堆核电厂乏燃料贮存和转运过程中的中子屏蔽。铝基碳化硼复合材料的制备工艺目前主要有金属熔融铸造法、浸渗工艺法和粉末冶金法三种,其中粉末冶金法技术最成熟,使用最广泛。铝基碳化硼复合材料的中子屏蔽性能是该材料被用于中子屏蔽的重要参数之一,影响铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能的因素主要有材料配比、硼-10丰度、材料密度、碳化硼粒度和分布等。本文首先概要介绍了采用粉末冶金法制备铝基碳化硼复合材料样品的工艺流程及对材料的物性测量,为材料中子屏蔽性能的分析测量提供条件。本文研究的重点工作为采用理论分析、数值模拟和实验测量等多种方法对影响铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能的因素进行分析,为该材料的优化和改进提供借鉴和依据。针对铝基碳化硼在熔盐堆燃料盐排放罐中子屏蔽中的应用,分析了熔盐堆燃料盐在反应堆停堆后的中子来源、放射性强度和能量谱分布,通过对比分析了铝基碳化硼用作燃料盐排放罐中子吸收材料与镉板、普通混凝土材料的优势,计算给出由铝基碳化硼和聚乙烯组合而成的熔盐堆燃料盐排放罐中子屏蔽方案。本文的主要章节和相应内容为:第一章,绪论。铝基碳化硼复合材料作为一种新型高性能中子吸收材料,其制备方法、力学性能和耐辐照性能等均被国内外学者广泛研究,但针对影响铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能因素的相关研究报告并不多且缺少系统性的归纳总结和实验测试验证。本章节概述了铝基碳化硼复合材料的研究现状、研究中存在的不足、中子屏蔽理论与分析方法、铝基碳化硼复合材料相比碳化硼陶瓷材料、硼铝合金材料的优势以及本文针对铝基碳化硼复合材料所要开展的研究内容。第二章,样品制备与材料物性。本文测试使用的铝基碳化硼复合材料采用粉末冶金工艺制备。铝基碳化硼复合材料密度测试结果接近理论值,说明通过冷压成型、热压烧结和轧机轧制等工艺可以避免复合材料内部的微孔,提高材料相对密度;采用X射线衍射分析仪对铝基碳化硼复合材料物相的测量未发现材料中存在硼铝化合物,说明该制备工艺过程中铝和碳化硼发生化学反应的概率比较低;采用扫描电镜观察铝基碳化硼复合材料样品表面的微观组织形貌,为后续分析材料中子屏蔽性能的数值模拟和实验测量结果之间存在的差异提供依据;通过计算中子辐照对铝基碳化硼复合材料的原子平均离位（DPA）,分析该材料受中子辐照的产生损伤的机理,为其作为非结构性材料用于熔盐堆燃料盐排放罐中子屏蔽提供理论指导。第三章,中子屏蔽性能理论与模拟分析。优异的中子屏蔽性能是铝基碳化硼复合材料被广泛用作中子屏蔽材料的重要因素之一。影响铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能的因素主要有B4C含量、硼-10丰度、材料密度和中子注量等。本章节采用基于蒙特卡罗方法的MCNP程序进行模拟计算,针对硼-10吸收中子的能量范围比较宽的特点,分析了铝基碳化硼复合材料对不同能量的中子的屏蔽性能,为材料屏蔽中子的适用范围以及与其他中子慢化材料进行组合使用提供理论借鉴;铝基碳化硼复合材料主要用于吸收热中子,分析了该材料的热中子屏蔽性能分别随B4C含量、硼-10丰度、材料密度的变化规律,为材料的制备优化提供科学的基础数据;分析了铝基碳化硼复合材料吸收中子消耗硼-10对材料中子屏蔽性能的影响和变化规律,为该材料作为非结构性材料可以长期用于高通量中子辐照环境提供理论数据。通过对球状模型和板状模型计算结果的比较,证实了中子散射的贡献是导致模拟与理论公式计算结果存在细微差别的原因。第四章,中子屏蔽性能实验验证。采用电子加速器驱动的白光中子源装置分别测量了碳化硼质量份数分别为16.85%和31%的铝基碳化硼复合材料板对2×10-9Me V～5×10-4Me V能量范围中子的屏蔽性能,通过实验测量结果分析了碳化硼含量对材料中子屏蔽性能的影响。通过将铝基碳化硼复合材料分成碳化硼颗粒和铝基体两种材料的组合建立新的模型,分析碳化硼粉体粒度对复合材料的中子屏蔽性能的影响,计算结果对比发现碳化硼粉体粒度的增加会影响铝基碳化硼复合材料的中子屏蔽性能,尤其影响材料对能量小于10-7Me V的低能中子的屏蔽性能;分析发现,当碳化硼的粒度减小至几个微米时,复合材料的中子屏蔽性能可以接近理论水平,该分析结果为材料制备过程中对于碳化硼原材料粒度的选择具有一定的指导意义。第五章,在熔盐堆燃料盐排放罐中子屏蔽中的应用。熔盐堆采用Li F-Be F2-Zr F4-UF4（65.30 mol%-28.71 mol%-4.79 mol%-1.20 mol%）作为燃料盐,燃料盐中Be F2的摩尔配比高达28.71%,反应堆停堆后,燃料盐中放射性核素释放的γ射线通过与铍等核素发生（γ,n）反应产生的中子远高于燃料盐自身裂变的中子产额。采用ORIGEN-S程序计算放射性核素衰变、放射性核素裂变和（α,n）反应的中子源强和能量分布,采用MCNPX程序计算γ射线与物质发生（γ,n）反应的中子源强和能量分布,通过对反应堆停堆后燃料盐中子来源、源强和能量分布的分析,确定燃料盐排放罐四周的中子辐射影响。铝基碳化硼复合材料中子吸收能量范围宽,用于屏蔽燃料盐排放罐中子明显优于镉和混凝土材料。采用1 cm厚度的B4C（31 wt%）/Al复合材料加10 cm厚度的聚乙烯中子慢化材料组合可以将燃料盐排放罐外的中子注量率降低至1×105 n/（cm2·s）以下,防止中子对周围设备的活化;采用1 cm厚度的B4C（31 wt%）/Al复合材料加20 cm厚度的聚乙烯可以将排放罐外的中子剂量当量率降低至2 m Sv/h以下,方便燃料盐排放罐的运输。第六章,总结与展望。总结了铝基碳化硼复合材料对不同能量中子的屏蔽性能变化;分析了碳化硼含量、硼-10丰度、材料密度和碳化硼粒度等对铝基碳化硼复合材料热中子屏蔽性能的影响及变化规律;比较了铝基碳化硼复合材料作为熔盐堆燃料盐的中子吸收材料与传统的中子屏蔽材料镉、混凝土相比,具有中子吸收能量范围宽等优势,可以节约中子屏蔽空间,减小中子屏蔽重量,解决工程设计中屏蔽空间和重量受限问题。针对铝基碳化硼复合材料进一步用于结构性中子屏蔽材料所要解决的材料力学性能和耐辐照性能等问题进行了展望。
韩超[7]（2021）在《基于五维势能曲面模型的中子诱发235U、239Pu裂变产额分布研究》文中研究表明原子核裂变是指重核分裂成几个中等质量原子核的现象,在原子核的各种运动形态中,裂变过程是十分重要的,包含了很多研究内容。自裂变发现以来,人们就对裂变现象及其物理机制进行了长期深入的研究,使其成为原子核物理学的重要组成部分;另外,原子核裂变会释放出大量的能量,又为能源利用开辟了新的领域,进而有了核工程的发展。随着经济的发展和科技的进步,核裂变的研究也有了新的进展,使人们对核裂变数据的精度与广度都有了全新的要求,因此,有必要从裂变机制出发,对原子核的裂变进行更为深入的研究,从而服务于核数据的发展,提升基础研究与核技术应用的质量。本论文第一个工作是,基于宏观微观模型,计算形变原子核的裂变势能曲面。原子核形状采用广义Lawrence形状法描述,包含五个几何参数,分别为:原子核的半长度l,颈部半径r,颈部位置z,颈部曲率c,原子核的重心位置s。宏观能的计算基于液滴模型进行,本工作采用LSD（Lublin-Strasburg Drop）公式,重点计算与原子核形变相关的表面能,曲率能,库仑能三项;微观能包含壳修正与对修正两项,计算这两部分时,需要先计算原子核质子或中子的单粒子能级,在此基础上,用Strutinsky方法得出壳修正,用BCS（Bardeen-Cooper-Schripffer）理论得出对修正。将宏观能与微观能相加,就得到原子核总的裂变势能。对于所有合理的形状,本工作均采用宏观微观模型计算其对应的裂变势能,即可得到完整的五维裂变势能曲面。本论文第二个工作是,研究形变原子核的最优裂变路径。借鉴地形学中分水岭的思想,发展了模拟降水算法,编写程序搜索集水盆地,分水岭,鞍点等信息,得到最优裂变路径。在此基础上,借鉴流体力学等知识,得到断点判据,认为原子核的半长度l与颈部半径r满足2l>11r时,原子核发生断裂,从而找到原子核在最优裂变路径上的断点位置,为下一步工作奠定基础。本论文的第三个工作是,在最优裂变路径的情形下,引入无规颈断裂模型,开展了低能中子诱发235U与239Pu核的裂变碎片质量分布计算及修正研究。计算时,本工作首先给定原子核的断裂前形状,接着利用连接点处一阶导数连续,裂变核在形变过程中体积保持守恒等初始条件,将断裂前的形状表示为断裂位置的函数。然后根据无规颈断裂模型,认为在随机涨落效应的影响下,不同位置处断裂的概率不同,而不同的断裂位置对应不同的碎片质量数,因此就可以得到不同碎片出现的概率,从而得到最优裂变路径情形下的裂变碎片质量分布。在此基础上采用GEF模型加入其它裂变通道的修正,就可以得到完整的裂变碎片质量分布,从而与实验数据进行对比分析。总的来看,本论文首先利用宏观微观模型,计算了锕系核素原子核的裂变势能曲面,接着发展了模拟降水算法,对原子核的最优裂变路径进行搜索,在最优裂变路径上引入断点判据,得出原子核裂变时的断裂位置,最后采用无规颈断裂模型,在最优裂变路径的情形下,开展了低能中子诱发235U和239Pu的裂变碎片质量分布计算及修正研究。整体来看,本论文的工作较为系统,完整地描述了中子诱发锕系核素原子核的裂变物理过程,即复合核的形变,断裂以及后物理量的形成（本工作重点关注了裂变碎片质量分布）等。本论文工作的开展,可对原子核裂变的物理机制研究、裂变产额分布数据计算、裂变后物理过程的描述等工作奠定一定的基础,也能够对核能利用,核工程发展中所需要的核数据进行分析与预测。
何燎原[8]（2020）在《氯盐快堆优化设计及Th-U循环性能研究》文中研究表明作为六种第四代先进核反应堆候选堆型中唯一的液态堆,熔盐堆可在线连续添换料,其堆芯可以较小的剩余反应性运行,在安全性、经济性、燃料利用率以及防核扩散等方面均具有显着优势,是实现钍铀燃料循环的理想堆型。氯盐快堆作为熔盐快堆的一种,其重金属溶解度高、结构简单、中子经济性好、能谱硬,具有优异的燃料增殖与嬗变能力,在实现闭式Th-U燃料循环,解决当前核能发展面临的燃料利用率低、次锕系核素积累量大等挑战上具有较大的潜力。但实现氯盐快堆闭式钍铀循环方案的大规模部署同样面临很多挑战,首先要解决的是现实钍铀循环所需的燃料233U来源缺少的难题,氯盐快堆由于能谱更硬,易裂变核素的裂变截面更小,因此,达到临界需要更多的初始易裂变核素装载量,这进一步加剧了233U的来源缺乏问题。本课题从氯盐快堆平衡态的增殖特性优化入手,采用混合智能算法在固定总功率条件下对平衡态的平衡增殖性能进行了优化,然后基于优化后的堆芯模型,利用目前可获得的点火燃料（富集铀和从压水堆乏燃料中分离得到的钚以及超铀）,在边增殖边燃烧（Breeding and Burning,B&B）与预增殖（Pre-Breeding and Burning,PB&B）两种过渡方式下研究了点火燃料类型、后处理速率等关键参数对氯盐快堆燃料中子学性能的影响,评估了各种循环方式的性能,并将其与氟盐快堆Th-U循环以及氯盐快堆的U-Pu循环的性能进行了全面对比,突出了氯盐快堆Th-U循环的特点。本文首先对氯盐快堆的关键问题进行研究,确定了氯盐快堆的预设计方案。通过计算分析确定选用中子经济性和增殖性能较好、价格便宜、来源广泛的NaCl作为氯盐快堆的基本载体盐;接着,分析了37Cl的富集度对于堆芯的增殖性能、安全性及有害物质的产生等的影响,并综合考虑富集成本与堆芯的中子学性能等,确定了选择富集度为97%的37Cl作为载体盐的阴离子。最后,通过计算分析确定了后处理过程中需要提取的裂变产物及后处理方式。本文对氯盐快堆的平衡态增殖性能进行了优化,完成了对于氯盐快堆的优化设计。首先,经过计算,确定了待优化的变量及其变化范围;接着,为了快速优化氯盐快堆的平衡态增殖性能,发展了一种混合自适应遗传退火算法,该算法结合了遗传算法的全局搜索能力以及模拟退火算法的局部搜索性能,并加入了自适应遗传算子,测试结果表明其较好的鲁棒性与搜索效率。然后,通过耦合HAGASA算法与熔盐堆平衡态快速搜索程序MESA及SCALE的临界计算模块,发展了熔盐堆堆芯平衡态快速优化程序,对MCFR进行了平衡态的增殖特性优化,得到了优化后的堆芯基本参量。本文基于优化的氯盐快堆模型,在边增殖边燃烧（Breeding and Burning,B&B）过渡模式与预增殖（Pre-Breeding and Burning,PB&B）过渡模式下研究了其Th-U循环性能。在B&B过渡模式下,对后处理速率分别为20 L/day、40 L/day及200 L/day的氯盐快堆Th-U循环性能展开研究,为解决自然界中不存在Th-U循环所需的启堆燃料233U这一问题,采用LEU、Pu与TRU作为启堆燃料,通过在线添加233U与232Th的方式,实现纯的Th-U循环。研究结果表明:虽然9种模式下堆芯均能顺利过渡到纯的Th-U循环,但由于初期生产的233U无法满足临界需求,需要从外界加入233U以维持临界,LEU启堆模式所需外界补充的233U量最大,在20 L/day后处理速率下的需求量达到了约424 kg左右,这无疑增加了Th-U循环的实现难度。此外,不同启堆模式对应的堆芯燃料多普勒系数和燃料密度系数在整个200年运行过程中,均能维持负值,而总的温度反应系数均在-8 pcm/K以下,较好的保证了堆芯的安全性。在预增殖（Pre-Breeding and Burning,PB&B）过渡模式下研究结果表明:在慢速后处理条件下（40 L/day）,LEU的233U净产量与TRU与Pu启堆循环相当,平均年净产量约为565 kg,相应的倍增时间约为13年,但其“置换比”远小于TRU与Pu启堆,这意味着增殖相同质量的233U,需要消耗更多的易裂变燃料。当堆芯的燃料后处理速率超过85 L/day,LEU启堆的PB&B的循环模式将无法在200年的堆芯运行中始终保持临界,而对于TRU与Pu启堆模式,将后处理速率提升至300 L/day,其233U年产量约为928 kg与940 kg,倍增时间缩小至6.6年左右;最后,在B&B与PB&B过渡模式下,将氯盐快堆Th-U循环与氟盐快堆Th-U循环及氯盐快堆U-Pu循环在相同条件下进行了对比,结果表明:氯盐快堆在增殖性能、后处理要求、裂变产物及次锕系核素的积累量等方面均优于氟盐快堆,而氟盐快堆具有更大的缓发中子份额;氯盐快堆U-Pu循环相比于Th-U循环具有更大增殖比,更短的倍增时间,但其负温度反应系数绝对值及缓发中子份额更小,次锕系核素积累量更多,从而导致其放射性毒性等更强。
周波[9]（2020）在《液态燃料熔盐堆放射性源项研究》文中指出核反应堆运行时,易裂变核素在中子诱发裂变情况下产生大量的放射性核素,这些放射性核素的种类繁多,演化特性复杂,并带有很强的放射性。核反应堆设计时会考虑多道实体屏障并考虑纵深防御安全设计来限制这些放射核素到环境的释放量,以满足核电厂环境辐射防护的规定。同时会对核反应堆进行必要的生物屏蔽设计,将工作人员的辐射剂量降低到合理可行尽量低的水平,以满足核电厂运行辐射防护对工作人员剂量限值的规定。在发生核电事故的情况下,对放射性物质起到包容作用的实体屏障一旦遭到破坏,大量放射性核素就会释放到环境中,给公众和环境带来极大的危害。因此准确确定反应堆内产生的放射性种类和产量,预测放射性核素在反应堆系统内的动态演化及分布对反应堆的安全运行以及对环境和人类的安全防护具有重要意义。与传统商用堆型相比,熔盐堆的燃料成分及形态、堆内结构材料、设计结构具有显着的区别。例如,传统压水堆采用的核燃料类型为固定式,轻水或重水作为冷却剂,熔盐堆以液态熔盐作为燃料,同时兼做冷却剂,正常运行时大量的放射性核素随燃料盐流出堆芯,经过上腔室、热管段、主泵、换热器、冷管段、下腔室,最后再流入堆内。对于传统压水型反应堆,通常采用静态点燃耗程序模拟放射性核素的演化。但对熔盐堆而言,燃料盐流动会导致流出堆芯的部分裂变产物摆脱了其在堆内对中子的吸收,从而打破了放射性核素及其子体在传统反应堆中的演化与平衡关系,这对放射性核素的浓度及总积存量均会产生一定影响,很显然利用传统点燃耗程序对熔盐堆放射性核素进行分析是不准确的。基于以上讨论,本工作基于Mathematica7.0完成了流动状态下裂变产物源项输运方程的理论推导,在传统燃耗方程基础上沿流动方向进行空间节点划分,增加流动项对相邻节点之间建立节点间的流动关联,从而建立了熔盐堆主回路系统裂变产物源项动态分析模型MSRFP 1.0,同时为活化产物源项分析建立了专用程序MAST1.0。将MSRFP 1.0以及MAST1.0与参考程序ORIGENS进行了初步对比验证,单核素活度值最大相对偏差在燃耗寿期内小于10%,符合较好。对2MW回路式熔盐实验堆主回路系统放射性源项进行了重点分析,分析了流动对关键裂变产物源项的浓度、总产量及分布的影响规律。结果表明流动会导致短寿命裂变产物在主回路系统内分布不均匀,且受流量大小影响显着。对尾气处理系统中裂变气体及其子体的迁移演化规律进行了分析,计算表面不同的去除份额对裂变气体子体的产量影响显着。同时流动会对关键裂变毒物135Xe的总量带来显着影响,对由中子俘获产生的裂变活化产物如134Cs、110mAg等核素的总产量也会带来显着影响。同时对覆盖气体系统、尾气系统、石墨构件、控制棒系统、主容器合金材料的放射性种类及产量及卸料后的潜在生物毒性进行了全面分析。计算结果及理论研究方法为熔盐反应堆物理与屏蔽设计、放射性废物管理、在役检修以及退役等提供了重要参考。
刘通[10]（2020）在《D-D中子诱发235U裂变产物产额测量》文中认为核数据是连接核物理实验与实际应用的桥梁。其中,裂变产物产额,尤其是中子诱发的裂变产物产额,广泛应用于基础核实验、核结构模型研究、核工程设计、反应堆元件燃耗测量,核燃料检测以及核查等诸多方面。目前,14 MeV中子与热中子诱发235U裂变产物产额已有较多的测量数据并且质量较高,在23MeV中子能区,裂变产额数据较少且有很大分歧,不确定度也普遍较大,难以满足应用的需要。这是由于较大的不确定度会给使用者带来不必要的损失,降低工业设计精度,造成实验误差等各种问题。此外,若干单能中子能量诱发235U核反应数据的缺失限制了裂变产额研究的进展,因此,对该能区中子诱发235U裂变产额的精确测量是十分必要的。利用中子活化和直接γ能谱法对D-D加速器中子源产生的（2.8±0.3）MeV中子诱发235U的裂变产额进行了实验测量和分析。中子辐照实验在中国原子能科学研究院的CPNG-600高压倍加器上完成,铀靶的辐照时间约105小时。辐照结束后,分别利用中国原子能科学研究院和兰州大学的低本底高纯锗γ谱仪对样品不同冷却时间的γ能谱进行了测量。结合累积产额理论计算公式和裂变产物核的特征γ全能峰计数,计算得到了22种裂变产物的产额和相对99Mo的相对产额数据。充分考虑了不确定度的来源并对结果进行了修正,此外,还详细探究了中子活化和直接γ能谱法在裂变产额测量中的各项误差以及其来源。最后给出了D-D中子诱发235U裂变的整个质量链产额,结果与ENDF/B-VII.1评价数据进行了比较分析,整体符合较好,特别是轻峰和重峰位置。本工作的测量结果提高了23MeV能区中子诱发235U裂变产额数据精度,补充了该能区95Zr、99Mo、140Ba等一些重要核素的裂变产额数据。
二、The Evaluation of some Reference Fission Yield Data from ~(235)U Fission（论文开题报告）
（1）论文研究背景及目的
此处内容要求：
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。
写法范例：
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。
（2）本文研究方法
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。
三、The Evaluation of some Reference Fission Yield Data from ~(235)U Fission（论文提纲范文）
（1）小型重水慢化熔盐堆钍铀过渡与安全特性研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 引言 |
| 1.1 可持续能源供应与核电发展 |
| 1.2 钍铀燃料循环与钍利用方案 |
| 1.2.1 钍铀燃料循环 |
| 1.2.2 钍利用方案 |
| 1.3 熔盐堆 |
| 1.3.1 熔盐堆的特点 |
| 1.3.2 熔盐堆的发展历程与现状 |
| 1.4 本文研究内容与研究目标 |
| 第2章 计算程序介绍 |
| 2.1 SCALE6.1 |
| 2.2 临界搜索和在线后处理程序 |
| 2.2.1 临界搜索计算程序(CSCC) |
| 2.2.2 在线后处理程序(MSR-RS) |
| 2.3 核热耦合程序 |
| 2.3.1 中子动力学模型 |
| 2.3.2 热工水力学模型 |
| 2.3.3 群常数加工和耦合方法 |
| 2.4 本章总结 |
| 第3章 小型重水慢化熔盐堆堆芯设计 |
| 3.1 堆芯设计目标和标准 |
| 3.2 小型重水慢化熔盐堆(S-HWMSR)系统 |
| 3.3 初始临界自动搜索与目标参数 |
| 3.4 初始中子学性能分析 |
| 3.4.1 能谱分析 |
| 3.4.2 钍铀转换性能 |
| 3.4.3 初始装载量 |
| 3.4.4 温度反应性系数 |
| 3.5 合适的堆芯栅格参数 |
| 3.6 钍铀循环性能分析 |
| 3.6.1 能谱 |
| 3.6.2 熔盐管道对初始装载量的影响 |
| 3.6.3 ~7Li对再生比和净产量的影响 |
| 3.6.4 Si C和隔热层厚度对再生比和净产量的影响 |
| 3.6.5 钍铀过渡性能 |
| 3.7 本章总结 |
| 第4章 堆外钍铀过渡方法及性能研究 |
| 4.1 现有堆外过渡方法和问题 |
| 4.2 重金属核素浓度恒定的堆外过渡方法 |
| 4.2.1 堆外过渡方案设计 |
| 4.2.2 重金属核素恒定的现有堆外过渡方案 |
| 4.2.3 重金属核素恒定的改进型堆外过渡方案 |
| 4.3 改进型堆外过渡分析 |
| 4.3.1 第一阶段的临界特性和温度反应性系数 |
| 4.3.2 第二阶段临界特性和温度反应性系数 |
| 4.3.3 转换比和净产量 |
| 4.3.4 堆内TRU的演化 |
| 4.3.5 毒性分析 |
| 4.4 本章总结 |
| 第5章 安全特性分析 |
| 5.1 堆芯参数和网格划分 |
| 5.2 稳态计算 |
| 5.2.1 隔热层厚度和重水速度 |
| 5.2.2 中子通量、功率和熔盐/重水温度分布 |
| 5.3 瞬态计算 |
| 5.3.1 入口温度驱动瞬态 |
| 5.3.2 重水速度驱动瞬态 |
| 5.3.3 熔盐流速驱动瞬态 |
| 5.4 本章总结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 创新点 |
| 6.3 展望 |
| 参考文献 |
| 附录1 在线后处理程序(MSR-RS)验证 |
| 附录2 核热耦合程序验证 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
| 致谢 |
（2）钍基熔盐堆中贵金属裂变产物99Mo产生和迁移研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1. ~(99m)Tc的用途和来源 |
| 1.2. ~(99)Mo的工业生产现状和问题 |
| 1.3 溶液堆生产~(99)Mo |
| 1.3.1 溶液堆生产~(99)Mo历史和现状 |
| 1.3.2 溶液堆生产~(99)Mo特点 |
| 1.4 熔盐堆生产~(99)Mo |
| 1.4.1 熔盐堆研究历史 |
| 1.4.2 熔盐堆生产~(99)Mo的特点 |
| 1.4.3 熔盐堆生产~(99)Mo的研究进展 |
| 1.5 论文的主要内容 |
| 第2章 基熔盐堆~(99)Mo的堆芯产生和迁移研究 |
| 2.1 概述 |
| 2.1.1 ~(99)Mo的产生 |
| 2.1.2 ~(99)Mo的存在形态和迁移方式 |
| 2.1.3 小型模块化钍基熔盐堆(sm-TMSR)简介 |
| 2.2 ~(99)Mo在 sm TMSR中的产率研究 |
| 2.2.1 计算工具和方法 |
| 2.2.2 sm-TMSR中 ~(99)Mo产生率 |
| 2.3 ~(99)Mo在 smTMSR堆内的迁移沉积规律研究 |
| 2.3.1 ~(99)Mo在主回路的沉积分布 |
| 2.3.2 ~(99)Mo在主回路燃料盐中的浓度 |
| 2.3.3 ~(99)Mo从主回路迁移到尾气系统中的概率 |
| 2.4 其它贵金属核素的产生和迁移 |
| 2.4.1 其它贵金属核素的裂变产生率 |
| 2.4.2 其它贵金属核素迁移到尾气系统的概率 |
| 2.5 本章总结 |
| 第3章 ~(99)Mo颗粒在尾气管道壁面上沉积的数值模拟研究 |
| 3.1 概述 |
| 3.2 计算方法验证 |
| 3.2.1 验算模型说明 |
| 3.2.2 验算的数学模型和条件 |
| 3.2.3 验算结果 |
| 3.3 ~(99)Mo沉积计算模型与方法 |
| 3.3.1 物理模型 |
| 3.3.2 数学模型 |
| 3.3.3 边界条件及数值方法 |
| 3.4 颗粒沉积速率 |
| 3.5 管道壁面沉积规律 |
| 3.5.1 颗粒各受力对沉积的影响 |
| 3.5.2 气相速度对颗粒沉积率的影响 |
| 3.5.3 管壁环境温度对颗粒沉积率的影响 |
| 3.5.4 不同颗粒级配对颗粒沉积率的影响 |
| 3.5.5 管道几何尺寸对颗粒沉积率的影响 |
| 3.6 本章总结 |
| 第4章 在线提取~(99)Mo的方法 |
| 4.1 概述 |
| 4.2 钍基熔盐堆尾气系统 |
| 4.3 提取装置 |
| 4.3.1 喷淋法 |
| 4.3.2 静电吸附法 |
| 4.4 喷淋或冲洗的溶液 |
| 4.5 提取装置的特点 |
| 4.5.1 喷淋法提取装置的特点 |
| 4.5.2 湿式静电吸附法装置的特点 |
| 4.6 本章总结 |
| 第5章 基于VOF-DPM模型的喷淋塔提取~(99)Mo三相模拟研究 |
| 5.1 概述 |
| 5.2 计算模型的建立 |
| 5.2.1 物理模型 |
| 5.2.2 数学模型 |
| 5.2.2.1 气-液连续相的控制方程 |
| 5.2.2.2 VOF模型 |
| 5.2.2.3 颗粒离散型(DPM)模型 |
| 5.2.2.4 VOF与 DPM模型的耦合 |
| 5.2.3 计算的基本假设 |
| 5.2.4 Fluent软件的求解设置 |
| 5.2.5 网格无关性验证 |
| 5.3 喷淋塔内的三相流场特性 |
| 5.3.1 喷淋塔内气液两相体积的分布 |
| 5.3.2 喷淋塔内气液两相流的速度分布 |
| 5.3.3 喷淋塔内气液两相流的温度分布 |
| 5.3.4 液滴颗粒在喷淋塔内的浓度分布 |
| 5.3.5 ~(99)Mo颗粒在喷淋塔内的分布 |
| 5.4 喷淋塔内气路系统液面密封性 |
| 5.4.1 初始液位高低对尾气液面密封性的影响 |
| 5.4.2 尾气流速对尾气液面密封性的影响 |
| 5.5 ~(99)Mo提取效率计算结果 |
| 5.5.1 尾气入口速度对提取效率的影响 |
| 5.5.2 初始液位高度对提取效率的影响 |
| 5.5.3 颗粒级配对提取效率的影响 |
| 5.6 本章总结 |
| 第6章 总结和展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 本论文的创新点 |
| 6.3 未来工作的展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读博士学位期间发表的学术论文与研究成果 |
（3）棒状氢化锆慢化熔盐堆动力学方法及超铀元素嬗变性能研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.1.1 熔盐堆发展历史及现状 |
| 1.1.2 钍铀燃料循环 |
| 1.2 氢化锆慢化反应堆研究现状 |
| 1.2.1 氢化锆慢化剂 |
| 1.2.2 氢化锆慢化剂在固态燃料反应堆中研究现状 |
| 1.2.3 氢化锆慢化剂在液态燃料反应堆中研究现状 |
| 1.3 液态燃料熔盐堆动力学程序研究现状 |
| 1.4 主要研究内容及及论文框架 |
| 第2章 子通道热工水力学程序开发及验证 |
| 2.1 子通道分析方法 |
| 2.2 子通道热工水力学程序开发 |
| 2.3 子通道热工水力学程序验证 |
| 2.3.1 子通道热工水力学程序稳态验证 |
| 2.3.2 子通道热工水力学程序瞬态验证 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 稳态核热耦合程序开发、验证及应用 |
| 3.1 MCNP-SubTH耦合方法 |
| 3.2 MCNP-SubTH耦合程序验证 |
| 3.3 MCNP-SubTH稳态核热耦合研究 |
| 3.3.1 燃料组件层面 |
| 3.3.2 堆芯层面 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 瞬态核热耦合程序开发、验证及应用 |
| 4.1 群常数计算模块 |
| 4.2 三维中子扩散程序3DN |
| 4.2.1 稳态计算流程 |
| 4.2.2 瞬态计算流程 |
| 4.2.3 程序验证 |
| 4.3 多物理耦合程序3DN-SubTH |
| 4.3.1 耦合方法 |
| 4.3.2 耦合程序验证 |
| 4.4 小型氢化锆慢化熔盐堆多物理耦合特性分析 |
| 4.4.1 小型氢化锆慢化熔盐堆模型 |
| 4.4.2 稳态多物理耦合特性分析 |
| 4.4.2.1 控制棒效应 |
| 4.4.2.2 燃料盐入口流速效应 |
| 4.4.2.3 燃料盐堆外回路停留时间效应 |
| 4.4.3 瞬态多物理耦合特性分析 |
| 4.4.3.1 入口温度过冷 |
| 4.4.3.2 阶跃反应性引入 |
| 4.4.3.3 主泵失效事故 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 棒状氢化锆慢化熔盐堆TRU嬗变性能与安全特性初步研究 |
| 5.1 计算模型与分析方法 |
| 5.2 燃料循环性能分析 |
| 5.2.1 燃料盐 |
| 5.2.2 熔盐体积比 |
| 5.2.3 温度反应性系数 |
| 5.3 核热耦合分析 |
| 5.3.1 正常工况 |
| 5.3.2 燃料盐入口流速 |
| 5.3.3 堆芯功率 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 创新点 |
| 6.3 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 |
（4）基于压水堆的高精度多群截面库制作方法研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 选题背景及研究意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 各向异性散射效应的处理 |
| 1.2.2 共振自屏效应的处理 |
| 1.2.3 多群截面库制作参数研究 |
| 1.2.4 研究现状小结 |
| 1.3 本文研究内容 |
| 1.4 论文的组织结构 |
| 第2章 多群截面数据的理论计算模型 |
| 2.1 本章引论 |
| 2.2 多群截面数据的意义 |
| 2.3 截面处理程序介绍 |
| 2.4 多群截面数据的后处理 |
| 2.5 WIMS-D库的产生 |
| 2.6 本章小结 |
| 第3章 各向异性散射的输运修正方法研究 |
| 3.1 本章引论 |
| 3.2 输运修正方法的理论推导 |
| 3.3 慢化区inflow近似的输运修正方法 |
| 3.3.1 理论模型 |
| 3.3.2 程序实现 |
| 3.4 组件均匀化理论在inflow近似中的应用 |
| 3.5 不同输运修正方法的结果对比 |
| 3.5.1 输运截面对比 |
| 3.5.2 基准题测试 |
| 3.6 本章小结 |
| 第4章 压水堆的共振计算方法研究 |
| 4.1 本章引论 |
| 4.2 燃料区共振计算 |
| 4.2.1 238U吸收共振积分修正 |
| 4.2.2 基准题测试 |
| 4.3 包壳区共振计算 |
| 4.3.1 参考稀释截面方法 |
| 4.3.2 等价理论 |
| 4.3.3 子群方法 |
| 4.3.4 基准题测试 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 多群截面库制作参数研究 |
| 5.1 本章引论 |
| 5.2 DRAGON程序输入参数测试 |
| 5.2.1 DRAGON程序介绍 |
| 5.2.2 基准题测试 |
| 5.3 不同评价核数据库的影响分析 |
| 5.3.1 评价核数据库综合测试 |
| 5.3.2 评价核数据库单核素测试 |
| 5.4 NJOY输入参数的影响分析 |
| 5.4.1 热化能上限 |
| 5.4.2 权重谱 |
| 5.4.3 稀释截面 |
| 5.5 本章小结 |
| 第6章 压水堆高精度多群截面库的数值验证 |
| 6.1 本章引论 |
| 6.2 自设基准题系列 |
| 6.3 WLUP系列 |
| 6.3.1 金属铀燃料栅元 |
| 6.3.2 氧化铀燃料栅元 |
| 6.3.3 MOX燃料栅元 |
| 6.4 YAMAMOTO系列 |
| 6.4.1 UO_2燃料栅元 |
| 6.4.2 MOX燃料栅元 |
| 6.5 B&W1484堆芯系列 |
| 6.6 本章小结 |
| 第7章 结论与展望 |
| 7.1 研究内容 |
| 7.2 主要结论 |
| 7.3 主要创新点 |
| 7.4 工作展望 |
| 参考文献 |
| 附录一 WIMS-D70群数据库能群结构 |
| 附录二 核素NJOY输入卡参数 |
| 攻读博士学位期间发表的论文及其它成果 |
| 致谢 |
| 作者简介 |
（5）熔盐堆内Nb等贵金属裂变产物的行为研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 引言 |
| 1.1 核裂变和裂变产物 |
| 1.1.1 核裂变的发现 |
| 1.1.2 核裂变的过程 |
| 1.1.3 裂变产物 |
| 1.2 反应堆 |
| 1.2.1 反应堆的构成 |
| 1.2.2 反应堆的分类 |
| 1.2.3 反应堆的发展 |
| 1.2.4 反应堆与放射化学 |
| 1.3 熔盐反应堆 |
| 1.3.1 熔盐堆的历史 |
| 1.3.2 熔盐堆的优势 |
| 1.3.3 熔盐堆与放射化学 |
| 1.4 熔盐反应堆化学 |
| 1.4.1 锕系元素 |
| 1.4.2 腐蚀产物 |
| 1.4.3 裂变产物 |
| 1.5 贵金属裂变产物行为 |
| 1.5.1 基本性质 |
| 1.5.2 化学形态 |
| 1.5.3 分布规律 |
| 1.6 本课题的提出和研究内容 |
| 第2章 实验部分 |
| 2.1 材料与装置 |
| 2.2 靶件与辐照 |
| 2.3 实验操作说明 |
| 2.4 测量与分析 |
| 2.4.1 能量与效率刻度 |
| 2.4.2 核素种类鉴别 |
| 2.4.3 核素活度计算 |
| 第3章 裂变产物~(95)Nb在 FLi Be熔盐中的分布与行为 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 实验方法 |
| 3.3 结果与讨论 |
| 3.3.1 哈氏合金与金属Li对熔盐~(95)Nb比活度的影响 |
| 3.3.2 沉降与搅动对熔盐中~(95)Nb比活度的影响 |
| 3.3.3 哈氏合金上裂变产物~(95)Nb的沉积特征 |
| 3.4 小结 |
| 3.5 附录(FLi Be熔盐中稳定Nb和 Ru的实验说明) |
| 3.5.1 熔盐中稳定Nb化合物的溶解行为 |
| 3.5.2 熔盐中稳定Ru金属的氧化溶解行为 |
| 第4章 熔盐氧化性对哈氏合金上~(95)Nb沉积行为的影响 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 实验方法 |
| 4.3 结果与讨论 |
| 4.3.1 熔盐~(95)Nb比活度与哈氏合金~(95)Nb活度的测量 |
| 4.3.2 哈氏合金~(95)Nb沉积量与熔盐~(95)Nb比活度差值的相关性 |
| 4.3.3 ~(95)Nb与~(103)Ru相对沉积系数与熔盐~(95)Nb比活度的相关性 |
| 4.4 小结 |
| 第5章 其他贵金属裂变产物在FLi Be熔盐中的分布与行为 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 实验方法 |
| 5.3 结果与讨论 |
| 5.3.1 贵金属裂变产物在熔盐中的溶解与分布 |
| 5.3.2 石墨与哈氏合金上贵金属裂变产物的分布 |
| 5.3.3 哈氏合金上贵金属裂变产物的沉积行为 |
| 5.3.4 熔盐堆内贵金属裂变产物~(99)Mo的分离提取 |
| 5.4 小结 |
| 第6章 结论与展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读学位期间发表的学术论文 |
（6）铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题背景及意义 |
| 1.2 中子屏蔽理论与分析方法 |
| 1.2.1 中子输运计算理论 |
| 1.2.2 中子输运方程求解方法 |
| 1.2.3 材料中子屏蔽性能评价方法 |
| 1.3 硼铝中子屏蔽材料 |
| 1.3.1 碳化硼 |
| 1.3.2 硼铝合金 |
| 1.3.3 铝基碳化硼复合材料 |
| 1.3.4 硼铝中子屏蔽材料比较 |
| 1.4 本文研究目的和研究内容 |
| 第2章 样品制备与材料物性 |
| 2.1 材料样品制备 |
| 2.2 材料样品的物性测量 |
| 2.2.1 B_4C/Al样品的密度测量 |
| 2.2.2 B_4C/Al样品的物相测量 |
| 2.2.3 B_4C/Al样品的微观形貌和元素测量 |
| 2.3 B4C/Al复合材料的耐辐照性能 |
| 2.3.1 B_4C/Al复合材料受γ辐照影响分析 |
| 2.3.2 B_4C/Al复合材料受中子辐照影响分析 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 中子屏蔽性能理论与模拟分析 |
| 3.1 计算方法与模型 |
| 3.1.1 中子屏蔽计算理论与公式 |
| 3.1.2 中子屏蔽计算软件与模型 |
| 3.2 B_4C/Al复合材料对不同能量中子的屏蔽性能 |
| 3.3 B_4C/Al复合材料热中子吸收性能影响因素分析 |
| 3.3.1 碳化硼含量对B_4C/Al复合材料热中子吸收性能影响 |
| 3.3.2 硼-10 丰度对B_4C/Al复合材料热中子吸收性能影响 |
| 3.3.3 材料密度对B_4C/Al复合材料中子吸收性能影响 |
| 3.3.4 热中子注量对B_4C/Al复合材料热中子吸收性能影响 |
| 3.4 散射对B_4C/Al复合材料热中子屏蔽性能影响分析 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 中子屏蔽性能实验验证 |
| 4.1 中子测量装置 |
| 4.2 B_4C/Al复合材料中子屏蔽性能测量 |
| 4.3 测量结果与分析 |
| 4.3.1 B_4C/Al复合材料中子屏蔽性能测量分析 |
| 4.3.2 B_4C/Al复合材料中子屏蔽性能测量分析 |
| 4.3.3 实验测量与模拟计算结果对比分析 |
| 4.3.4 碳化硼颗粒尺寸对B_4C/Al复合材料中子吸收性能影响 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 在熔盐堆燃料盐排放罐中子屏蔽中的应用 |
| 5.1 熔盐堆与燃料盐排放罐介绍 |
| 5.2 熔盐堆燃料盐中子 |
| 5.2.1 燃料盐自发衰变和裂变中子 |
| 5.2.2 燃料盐(α,n)反应中子 |
| 5.2.3 燃料盐(γ,n)反应中子 |
| 5.3 燃料盐排放罐中子屏蔽材料对比 |
| 5.4 燃料盐排放罐中子屏蔽设计 |
| 5.5 燃料盐排放罐运输过程中的中子屏蔽 |
| 5.6 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 |
（7）基于五维势能曲面模型的中子诱发235U、239Pu裂变产额分布研究（论文提纲范文）
| 中文摘要 |
| Abstract |
| 第一章 引言 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.2 裂变过程的概述 |
| 1.3 裂变理论模型的发展 |
| 1.3.1 唯象模型 |
| 1.3.2 系统学模型 |
| 1.3.3 断点统计模型 |
| 1.3.4 微观理论 |
| 1.3.5 宏观-微观理论模型基础上的动力学理论 |
| 1.4 本论文的研究内容与意义 |
| 第二章 基于宏观微观模型的形变原子核势能曲面理论及计算 |
| 2.1 原子核的形状描述 |
| 2.2 宏观模型 |
| 2.2.1 体积能E_V |
| 2.2.2 原子核表面弥散层的库仑能修正项ΔE_C |
| 2.2.3 对效应能量? |
| 2.2.4 表面能 |
| 2.2.5 曲率能 |
| 2.2.6 库仑能 |
| 2.3 微观模型 |
| 2.3.1 单粒子能级的求解 |
| 2.3.2 壳修正 |
| 2.3.3 对修正 |
| 2.4 势能曲面计算方法 |
| 2.5 势能曲面计算结果 |
| 2.6 本章小结 |
| 第三章 最优裂变路径的搜索算法研究 |
| 3.1 搜索算法的构造思想 |
| 3.2 模拟降水算法 |
| 3.3 断点的确定 |
| 3.4 最优裂变路径的搜索结果 |
| 3.5 其它问题的讨论 |
| 3.6 本章小结 |
| 第四章 无规颈断裂模型及裂变碎片质量分布 |
| 4.1 无规颈断裂模型 |
| 4.2 GEF模型概述 |
| 4.3 低能中子诱发~(235)U裂变的碎片质量分布计算及讨论 |
| 4.4 低能中子诱发~(239)Pu裂变的碎片质量分布计算及讨论 |
| 4.5 本章小结 |
| 第五章 总结与展望 |
| 5.1 总结 |
| 5.2 展望 |
| 参考文献 |
| 在学期间的研究成果 |
| 致谢 |
（8）氯盐快堆优化设计及Th-U循环性能研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 引言 |
| 1.1 可持续能源供应与核电发展 |
| 1.2 熔盐堆发展历程与研究现状 |
| 1.2.1 氟盐堆研究历史与现状 |
| 1.2.2 氟盐与氯盐性能对比 |
| 1.2.3 氯盐堆发展历史及研究现状 |
| 1.3 钍铀燃料循环 |
| 1.3.1 钍铀循环的优势 |
| 1.3.2 钍资源利用历史与现状 |
| 1.3.3 钍铀循环面临的挑战 |
| 1.4 本文研究内容及目标 |
| 第2章 熔盐堆燃耗计算方法 |
| 2.1 TMCBurnup与 MESA程序介绍 |
| 2.1.1 TMCBurnup程序介绍 |
| 2.1.2 MESA程序介绍 |
| 2.2 内部模块介绍 |
| 2.2.1 SCALE6.1模块介绍 |
| 2.2.2 MODEC计算方法 |
| 2.3 TMCBurnup程序与MESA程序验证 |
| 2.3.1 MSFR模型介绍 |
| 2.3.2 TMCBurnup程序验证 |
| 2.3.3 MESA平衡态快速搜索程序验证 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 氯盐快堆初步设计方案研究 |
| 3.1 MCFR几何结构模型 |
| 3.2 氯盐快堆载体盐的选择 |
| 3.2.1 单盐性能对比 |
| 3.2.2 备选载体盐性能分析 |
| 3.3 ~(37)Cl富集度分析及选择 |
| 3.3.1 初始临界下~(37)Cl丰度影响 |
| 3.3.2 ~(37)Cl富集度在燃耗过程中的影响 |
| 3.4 后处理模式选择 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 氯盐快堆平衡态增殖性能优化 |
| 4.1 优化参量的选择 |
| 4.1.1 堆芯几何对增殖性能的影响 |
| 4.1.2 堆芯功率密度对增殖性能的影响 |
| 4.1.3 后处理速率对增殖性能的影响 |
| 4.2 混合自适应遗传退火算法开发 |
| 4.2.1 遗传算法介绍 |
| 4.2.2 传统的模拟退火算法 |
| 4.2.3 混合自适应遗传退火算法(HAGASA) |
| 4.3 HAGASA算法性能测试 |
| 4.3.1 在连续纯数值函数中的验证 |
| 4.3.2 在AHTR堆芯功率展平上的验证 |
| 4.3.3 在WWER-1000反应堆换料验证 |
| 4.3.4 HAGASA测试结果总结 |
| 4.4 氯盐快堆平衡态增殖性能优化 |
| 4.4.1 熔盐堆平衡态优化程序介绍 |
| 4.4.2 目标函数确定 |
| 4.4.3 氯盐快堆平衡态性能优化 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 B&B过渡模式下氯盐快堆Th-U循环中子学性能研究 |
| 5.1 B&B过渡模式下IMCFR的 Th-U循环性能分析 |
| 5.1.1 堆芯能谱及能谱因子 |
| 5.1.2 堆芯核素演化 |
| 5.1.3 堆芯增殖性能研究 |
| 5.1.4 安全特性研究 |
| 5.1.5 放射性分析 |
| 5.2 不同堆型不同燃料循环方式下的中子学参数对比 |
| 5.2.1 初始临界分析 |
| 5.2.2 增殖性能 |
| 5.2.3 安全特性 |
| 5.2.4 放射性分析 |
| 5.3 本章小结 |
| 第6章 PB&B过渡模式下氯盐快堆Th-U增殖中子学性能研究 |
| 6.1 PB&B过渡模式下IMCFR的 Th-U循环性能分析 |
| 6.1.1 核素质量流 |
| 6.1.2 堆芯核素演化 |
| 6.1.3 增殖性能分析 |
| 6.1.4 安全参数分析 |
| 6.1.5 放射性分析 |
| 6.2 不同堆型不同循环方式的中子学参数分析 |
| 6.2.1 能谱演化 |
| 6.2.2 增殖性能对比 |
| 6.2.3 安全参数对比 |
| 6.2.4 放射性分析 |
| 6.3 本章小结 |
| 第7章 总结与展望 |
| 7.1 总结 |
| 7.2 论文创新点 |
| 7.3 未来工作展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
（9）液态燃料熔盐堆放射性源项研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 熔盐堆放射性源项研究背景 |
| 1.1.1 熔盐堆发展历史与现状 |
| 1.1.2 熔盐堆放射性源项特点 |
| 1.2 国内外放射性源项研究现状 |
| 1.2.1 轻水堆放射性源项研究 |
| 1.2.2 熔盐堆放射性源项研究 |
| 1.3 课题研究目标及主要内容 |
| 1.3.1 本课题研究目标 |
| 1.3.2 论文主要研究内容 |
| 第2章 计算模型及理论方法 |
| 2.1 计算模型简介 |
| 2.2 SCALE程序包介绍 |
| 2.2.1 TRITON模块 |
| 2.2.2 ORIGEN-S模块 |
| 2.2.3 ORIGEN-ARP模块 |
| 2.3 动态燃耗理论推导 |
| 2.3.1 裂变产物源项动态模型 |
| 2.3.2 活化产物源项动态模型 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 流动燃耗模型开发 |
| 3.1 开发环境介绍 |
| 3.1.1 Mathematica简介 |
| 3.1.2 微分方程求解算法 |
| 3.2 MSRFP模型主要结构 |
| 3.2.1 燃耗数据库 |
| 3.2.2 计算流程 |
| 3.3 程序验证 |
| 3.4 本章小结 |
| 第4章 静态点燃耗模型源项计算 |
| 4.1 一回路冷却剂源项 |
| 4.1.1 裂变产物源项 |
| 4.1.2 活化产物源项 |
| 4.1.3 氚与碳-14源项 |
| 4.1.4 锕系核素源项 |
| 4.1.5 衰变热分析 |
| 4.1.6 停堆伽马中子源强分析 |
| 4.2 堆内构件活化产物源项 |
| 4.2.1 产生来源 |
| 4.2.2 计算方法及假设 |
| 4.2.3 计算结果 |
| 4.3 覆盖气体活化产物源项 |
| 4.3.1 产生来源 |
| 4.3.2 计算方法及假设 |
| 4.3.3 计算结果 |
| 4.4 加钍运行实验放射性分析 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 流动对源项计算的影响分析 |
| 5.1 裂变产物流动特性分析 |
| 5.1.1 裂变产物启停堆工况模拟 |
| 5.1.2 流动对部分核素总量的影响 |
| 5.1.3 裂变产物在主回路的分布 |
| 5.2 裂变气体及其子体迁移分析 |
| 5.2.1 问题描述 |
| 5.2.2 计算方法及假设 |
| 5.2.3 计算结果 |
| 5.2.4 总结讨论 |
| 5.3 中子毒物流动特性分析 |
| 5.3.1 问题描述 |
| 5.3.2 计算方法及假设 |
| 5.3.3 计算结果分析 |
| 5.3.4 总结讨论 |
| 5.4 活化产物流动特性分析 |
| 5.4.1 问题描述 |
| 5.4.2 计算方法及假设 |
| 5.4.3 计算结果 |
| 5.4.4 总结讨论 |
| 5.5 燃料盐卸料毒性分析 |
| 5.5.1 剂量定义 |
| 5.5.2 计算结果 |
| 5.6 衰变热流动特性分析 |
| 5.6.1 问题描述 |
| 5.6.2 计算结果 |
| 5.7 本章小结 |
| 第6章 总结展望 |
| 6.1 研究内容总结 |
| 6.2 特色与创新点 |
| 6.3 展望 |
| 参考文献 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的学术论文与研究成果 |
| 致谢 |
（10）D-D中子诱发235U裂变产物产额测量（论文提纲范文）
| 中文摘要 |
| Abstract |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 引言 |
| 1.2 中子引起的核反应 |
| 1.2.1 核数据 |
| 1.2.2 研究意义 |
| 1.3 裂变过程介绍 |
| 1.3.1 自发裂变与诱发裂变 |
| 1.3.2 裂变产物相关概念 |
| 1.3.3 裂变的过程 |
| 1.3.4 裂变过程中的中子 |
| 1.3.5 裂变过程中的γ射线 |
| 1.4 裂变产物质量分布 |
| 1.5 裂变产物测量方法 |
| 1.5.1 放化法 |
| 1.5.2 质谱法 |
| 1.5.3 直接γ测量法 |
| 1.5.4 双动能法 |
| 1.6 研究现状 |
| 1.7 本章小结 |
| 第二章 D-D中子诱发~(235)U裂变产额测量实验 |
| 2.1 中子源的分类 |
| 2.2 中子能量 |
| 2.3 靶 |
| 2.4 高纯锗γ谱仪 |
| 2.4.1 能量刻度 |
| 2.4.2 效率刻度 |
| 2.4.3 探测效率误差 |
| 2.5 本章小结 |
| 第三章 数据处理 |
| 3.1 计算公式 |
| 3.2 裂变率的计算 |
| 3.3 衰变参数 |
| 3.4 γ谱的测量 |
| 3.5 数据修正及误差分析 |
| 3.5.1 几何修正 |
| 3.5.2 级联修正 |
| 3.5.3 堆垒修正修正 |
| 3.5.4 本底中子修正 |
| 3.5.5 气体产物修正 |
| 3.5.6 自吸收修正 |
| 3.5.7 铀样品同位素修正 |
| 3.6 不确定度分析 |
| 3.7 产额计算 |
| 3.8 相对产额计算 |
| 3.9 链产额结果与分析 |
| 第四章 理论计算 |
| 4.1 常见的裂变产额计算程序简介 |
| 4.2 程序计算 |
| 4.3 本章小结 |
| 第五章 总结与展望 |
| 5.1 总结 |
| 5.2 工作展望 |
| 参考文献 |
| 图录 |
| 表录 |
| 在学期间的研究成果 |
| 致谢 |
四、The Evaluation of some Reference Fission Yield Data from ~(235)U Fission（论文参考文献）
- [1]小型重水慢化熔盐堆钍铀过渡与安全特性研究[D]. 张亚朋. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2021(01)
- [2]钍基熔盐堆中贵金属裂变产物99Mo产生和迁移研究[D]. 康旭忠. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2021(01)
- [3]棒状氢化锆慢化熔盐堆动力学方法及超铀元素嬗变性能研究[D]. 朱帆. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2021(01)
- [4]基于压水堆的高精度多群截面库制作方法研究[D]. 肖向. 华北电力大学(北京), 2021(01)
- [5]熔盐堆内Nb等贵金属裂变产物的行为研究[D]. 程治强. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2021(01)
- [6]铝基碳化硼复合材料中子屏蔽性能研究[D]. 李长园. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2021(01)
- [7]基于五维势能曲面模型的中子诱发235U、239Pu裂变产额分布研究[D]. 韩超. 兰州大学, 2021(11)
- [8]氯盐快堆优化设计及Th-U循环性能研究[D]. 何燎原. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2020(01)
- [9]液态燃料熔盐堆放射性源项研究[D]. 周波. 中国科学院大学(中国科学院上海应用物理研究所), 2020(01)
- [10]D-D中子诱发235U裂变产物产额测量[D]. 刘通. 兰州大学, 2020(01)