分类: 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间: 2024-07-25
摘要: 池式研究性反应堆是当前全球多用途研究堆中的重点堆型,因其在安全特性、多用途性和运行维护等方面的突出表现而备受关注。在池式堆中,热功率为1-10MW的小型研究堆方案设计最为成熟,应用场景最为广泛。根据开展RERTR(Reduced Enrichment Research and Test Reactor)低浓化项目并进行堆芯重新设计的全球小型池式研究堆所属不同燃料类型进行区分,介绍了基于 氧化铀、铀铝 、铀硅 、 铀钼合金和 UZrH五种燃料的全球在建和在役的小型池式研究堆重点案例。通过横向对比探究分析得出:未来小型池式研究堆采用紧凑型堆芯设计,高密度低浓铀为燃料,以紧凑可移动式小堆芯为基础,以大水池内中子源应用设施为主体的发展方向。
分类: 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间: 2024-07-23
摘要: 中子源系统是临界装置的重要系统设备,起到启动反应堆和消除监测盲区的作用。中子源系统需具备两大功能:一是中子源的贮存和屏蔽;二是将中子源安全平稳地往返于屏蔽罐和堆芯指定位置之间。基于临界装置对中子源系统的需求,设计了一种机电式系统,可安全平稳地将中子源从屏蔽罐输送至堆芯指定位置。通过检测钢丝绳对压力传感器的压力变化情况,实时判断系统是否发生故障;通过编码器与终端开关,可实时确定中子源位置。对此系统开展了试验验证,满足设计指标要求,并在临界装置上成功应用,结果证明其操作简单,可靠性高,重复性好,可快速发现并排除故障,具有非常好的实用价值。
分类: 化学 >> 核化学 提交时间: 2024-07-22
摘要: 在核燃料循环后段中,锝对高放废液的玻璃固化以及高放废物的地质处置有较大的影响,因此有必要在乏燃料后处理过程中将锝提取出来,以消除其不利影响。本工作提出了以NTAamide(C8)作为萃取剂从后处理硝酸介质中提取锝的优化工艺流程。基于NTAamide(C8)萃取锝、碳酸铵反萃锝以及草酸洗涤杂质离子的原理,设计了从后处理尾液中提取、纯化锝的工艺流程,通过串级萃取工艺实验进行了初步验证。结果表明,锝的回收率为99.9%,锝中除锶、铯、锆、钌的净化系数分别达到6.9×103、7.9×104、4.3×102、45。
分类: 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间: 2024-07-19
摘要: 热管冷却反应堆(简称热管堆)选用铀钼合金作为堆芯燃料,这种燃料具有显著的热膨胀和辐照肿胀,因此燃料设计需要关注材料高温下的肿胀。基于部分高温下铀钼合金的辐照数据,考虑温度对铀钼合金辐照肿胀影响,使用COMSOL Multiphysics(简称COMSOL)对1 kWe Kilopower热管堆方案构建了三维分析模型,完成了热力耦合分析。计算结果表明,使用COMSOL可以有效模拟燃料热膨胀和辐照肿胀行为;与仅考虑热膨胀计算结果对比,寿期末燃料变形和应力均有所增加;燃耗深度达到0.4 %时,燃料最大应力为85.1 MPa。在进行更大功率、更深燃耗热管堆方案设计时,需要考虑燃料的辐照肿胀。
分类: 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间: 2024-07-17
摘要: 搅混翼对降低堆芯热点因子发挥着重要作用,目前对于搅混翼精细结构对流场的影响研究较少。为了更加深入了解搅混翼结构特征对堆芯热工水力性能影响,开展搅混翼结构与流场的相关性研究。首先通过几何自动化构型与计算技术,实现参数化、自动化构建撕裂式搅混翼结构及CFD计算。其次,通过对搅混翼结构参数的正交设计及模拟结果分析,明确了搅混翼结构对流场压降及横流速度等热工参数影响。文章几何结构下,不同搅混翼出口压力最大相差1.1kPa,为整个计算流体域平均压降的41%,不同结构的搅混翼下的横流速度最大相差1.1m/s,最大横流速度为平均横流速度的173%,搅混翼角度与流场相关性强,其次是搅混翼形状和长度,并设计了较优的搅混翼。对后续搅混翼结构研究及工程应用提供设计依据。
分类: 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间: 2024-07-09
摘要: 铀钼合金(U-Mo)是目前研究堆、空间堆和特种小型堆等堆用燃料的研究热点。辐照过程中燃料的微观结构会发生一系列改变,这可能影响反应堆运行期间的燃料性能。这些变化主要包括铀钼合金与基体相互作用层的形成、裂变产物的释放(主要是裂变气体的释放)以及高燃耗下铀钼合金晶粒的细化。本文总结了以上变化的主要特点和最新的研究进展。同时,还提出了在先进检测技术有了较大发展的今天,对于燃料辐照后微观结构变化的研究有哪些发展趋势。
分类: 核科学技术 >> 粒子加速器 提交时间: 2024-06-26
摘要: 在磁性样品环境下小角中子散射谱仪使用非极化中子束能够定量分析样品磁性微结构。本文报道用在CARR堆导管大厅小角中子散射谱仪(SANS)上的磁性样品环境装置的组成、特征和首次实验。该磁性样品环境装置主要由3.00T的电磁铁、高精度电源、支撑台,冷却系统和微机控制系统构成。磁性样品环境装置的主要特征是:磁场均匀;电磁铁的支撑台高度可调;样品位置的气隙在120 mm内可调;样品支架可以旋转,且其高度可调。最后,本文展现在CARR堆小角中子散射谱仪磁性样品环境下测量17-4PH不锈钢纳米析出相的实验结果。这个实验结果标志这套磁性样品环境装置运行正常,满足对小角中子散射用户开放的条件。
分类: 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间: 2024-06-17
摘要: 中子源系统是临界装置的重要系统设备,起到启动反应堆和消除监测盲区的作用。中子源系统需具备两大功能:一是中子源的贮存和屏蔽;二是将中子源安全平稳地往返于屏蔽罐和堆芯指定位置之间。基于临界装置对中子源系统的需求,设计了一种机电式系统,可安全平稳地将中子源从屏蔽罐输送至堆芯指定位置。通过检测钢丝绳对压力传感器的压力变化情况,实时判断系统是否发生故障;通过编码器与终端开关,可实时确定中子源位置。对此系统开展了试验验证,满足设计指标要求,并在临界装置上成功应用,结果证明其操作简单,可靠性高,重复性好,可快速发现并排除故障,具有非常好的实用价值。
分类: 核科学技术 >> 粒子加速器 提交时间: 2024-05-20
摘要: 电子辐照在核技术应用产业中成为重要的一部分,低能电子束在废水处理、食品保鲜等方面应用越来越广,辐照的计量参数对于辐照质量至关重要。由于低于300keV的电子束剂量学相关标准尚未建立,参数测量都溯源至10MeV电子直线加速器,测量对象的不一致带来了系统性的偏差。本论文针对低于300keV的低能电子,开展了测试与模拟计算相结合的电子束能量测量方法研究,研制了基于量热法的吸收剂量测量装置,探究了吸收剂量与束流强度、位移速度等参数的关系。结果表明:通过阶梯叠层法剂量实验结合能量沉积曲线模拟的方式实现了低能电子能量参数的测量,通过量热法实现了低能电子吸收剂量参数的测量,测量不确定度为11%(k=2)。本研究为低能电子辐照工艺提供了可靠的计量保障。
分类: 核科学技术 >> 核材料与工艺技术 提交时间: 2024-04-20
摘要: 经过几十年的研究,对现有反应堆合金材料服役工况下的腐蚀问题及规律已经有了较为清晰的认识,但是依然存在一些待解决的问题,如反应堆合金材料腐蚀中本质过程的理解,单一因素在腐蚀过程中所起的作用,新材料以及极端环境下的腐蚀行为预测等。基于量子力学的密度泛函理论计算可以精确地预测极短时间内原子的运动过程以及相关能量的变化,近年来逐渐成为反应堆合金材料腐蚀过程研究的重要辅助手段,这将有助于解决上述问题。本文首先介绍了密度泛函理论方法,主要包括理论基础、发展过程与主流计算软件。之后,综述了密度泛函理论在反应堆合金材料腐蚀领域应用的研究现状,包括水冷堆、液态金属冷却堆、熔盐堆介质环境中反应堆合金材料表面的吸附、解离、结合、内部扩散等腐蚀行为。
分类: 物理学 >> 核物理学 提交时间: 2024-03-11
摘要: 聚变三乘积(Fusion triple product)是可自持核聚变反应的重要判据,它利用聚变堆中核燃料的原子核数密度$n$、等离子体约束时间$τ_ mathrm{E}$、燃料温度$T$这三个物理量来判断聚变反应堆是否能满足实现自持核聚变的能量平衡条件。本研究探讨了以$^{6}$Li-D作为核燃料的聚变反应系统,并考虑了相对论效应对轫致辐射的影响以及能量回收效率对能量增益因子$Q$的影响,计算了忽略回旋辐射条件下$^{6}$Li-D聚变反应系统的聚变三乘积($n_ mathrm{i}Tτ_{ mathrm{E}}$= SI{4.9e23}{ per cubic meter kilo electronvolt second})。结果表明,$^{6}$Li-D可以作为核聚变燃料实现正的能量增益,但其实现自持核聚变的点火条件相对于D-T核聚变的点火条件来说更为困难。
分类: 物理学 >> 核物理学 提交时间: 2024-02-16
摘要: 不稳定原子核的基本性质是开展奇特核结构研究的重要依据。基于多学科交叉的精密激光核谱技术可 以通过测量原子、离子或分子的超精细结构谱提取原子核自旋、磁矩、电四极矩、电荷半径等基本性质,目前在核素版图各质量区域的不稳定核奇特结构研究中均发挥着重要作用。本文从超精细结构谱的研究历史出 发,阐述了精密激光核谱技术的基本原理和测量方法。在此基础上,本文以 Pb (𝑍 = 82) 核区丰质子侧不稳定 核的结构研究为例简述激光核谱学方法在核结构研究中的独特优势。此外,本文介绍了近年来国内共线激光 谱和共线共振电离谱技术的发展现状与最新进展。最后展望了激光核谱技术在未来国内的核物理大科学装置 上的应用规划,在不稳定核性质和结构,以及基于放射性分子谱的基本对称性研究方面的广阔前景。
分类: 物理学 >> 核物理学 提交时间: 2024-02-04
摘要: 近库仑势垒附近发生的核反应是研究核结构与反应动力学相互作用的一个有效途径。随着加速器的发展,越来越多的奇特核可以被产生,因此进一步去理解弱束缚能对于反应动力学和熔合反应的影响是至关重要的。目前大量的实验表明6,7Li和9Be等稳定弱束缚核与重质量靶核的完全熔合截面与已有的理论模型计算的熔合截面以及紧束缚核体系推导出的熔合截面相比要低30%左右。为了探究弱束缚核的破裂对完全熔合截面压低的作用,研究弱束缚核的破裂效应与破裂机制便成为人们一个新的关注区域。本文将对近期国内外相关的弱束缚核破裂反应工作进行介绍,包括本课题组在此方面的工作。
分类: 物理学 >> 核物理学 提交时间: 2024-01-12
摘要: 不稳定核中子俘获截面对于恒星核合成及恒星内部中子密度研究有重要意义,但由于难以制靶,直接测量极其困难。我们验证了基于(18O, 16O)的替代比率法可以应用于不稳定核的中子俘获截面推导,本工作主要讨论了复合核自旋宇称态对复合核衰变概率比的影响,认为在中子入射能较高的区域复合核自旋宇称态对衰变概率比影响很小,在低能区域(18O, 16O)的替代反应生成的复合核倾向布居与中子俘获反应生成的复合核相近的低自旋宇称态。从而证明了替代比率法推导(n,)截面的可靠性。
分类: 物理学 >> 核物理学 提交时间: 2024-01-09
摘要: 22Na(p, )23Mg 和 19Ne(, p) 22Na 是新星环境下 NeNa-MgAl 循环以及 rp-过程的两个关键反应,对于理解 新星的演化和元素核合成有重要意义。因为涉及奇 A 核 23Mg 质子分离阈上的众多共振能级,目前这两个反 应的反应率仍有较大分歧。在兰州重离子加速器国家实验室的 RIBLL1 放射性束流线上,利用 22Na+p 厚靶逆 运动学弹性散射方法对复合核23Mg 的质子共振态进行了测量,获得了质心系能量1.5~4 MeV 区间 22Na(p,p) 的激发函数,发现了复合核 23Mg 明显的质子共振态结构,为进一步的 R-矩阵理论分析奠定了基础。
分类: 物理学 >> 核物理学 提交时间: 2023-12-24
摘要: 具有长寿命高激发态的同核异能素在国家战略安全和储能领域有重要的意义,其关键技术在于掌握人工诱发同核异能素快速退激到基态。近些年该项技术研究遇到了瓶颈,需从原子核结构研究的角度出发,通过对同核异能素的形成、受激激发和退激机制的深入研究,突破遇到的瓶颈,进而掌握诱发同核异能素快速退激到基态的关键技术。本工作是在实验技术方面利用白光中子束流轰击 Hf 靶,创新性地建立了由氟化钡探测器阵列进行全能量测量与高纯锗探测器进行特征伽马射线测量相结合,再结合白光中子飞行时间开窗组成三重符合测量的系统,通过对实验数据的分析发现了 178Hf 同核异能态激发到过渡能级并快速释放的迹象。
分类: 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间: 2023-12-18
摘要: 超宽禁带半导体氧化镓是当前半导体领域研究的热点材料,但采用常规的掺杂工艺尚未在大块晶体上实现其p型掺杂,这阻碍了其应用。质子辐照嬗变掺杂是利用高能质子与靶材料核反应所产生的嬗变产物来实现掺杂。多种嬗变产物具有不同的掺杂效果,有望通过多种掺杂元素的库伦耦合效应实现氧化镓的p型掺杂。本文利用带电离子反应的蒙特卡洛软件FLUKA对100MeV质子辐照氧化镓嬗变掺杂开展仿真分析。结果表明,辐照后冷却100天后,活化活度下降约四个数量级,嬗变产物元素浓度趋于稳定。分析不同掺杂类型的嬗变产物元素浓度,表明质子辐照嬗变能形成净p型掺杂。在靶材料不同深度处的净p型掺杂浓度有所差异,在深度0.6-0.9cm处净p型掺杂浓度最大,每1016cm-2辐照注量下可达4.261014cm-3。与40MeV质子辐照和中子辐照嬗变的掺杂相比,100MeV质子辐照嬗变掺杂效率更高。
分类: 物理学 >> 核物理学 提交时间: 2023-12-06
摘要: 通过重离子熔合蒸发反应82Se(18O,p5n)94Nb,布居了94Nb的高自旋态,实验中使用的18O束流由中国原子能科学研究院的HI-13串列加速器提供,束流能量为82MeV和88MeV。在前人工作的基础上发现了15条新的跃迁并调整了部分能级的摆放位置,丰富并完善了94Nb的能级纲图,结合DC0比值和线极化测量,确认了部分能级的自旋和宇称。在质子(1f5/2, 2p3/2, 2p1/2, 1g9/2)和中子(2p1/2, 1g9/2, 1g7/2, 2d5/2)空间下对94Nb新的能级结构与壳模型计算进行了比较和讨论。
分类: 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间: 2023-11-17
摘要: 采用磁过滤阴极真空弧(FCVA)技术,结合交流碳弧(ACCA)技术和松弛技术,制备了~5 g/cm2的自支撑类金刚石碳(DLC)剥离膜。通过XP2U电子天平、扫描电子显微镜(SEM)、拉曼(Raman)谱仪和X光电子谱(XPS)仪测试分析DLC膜的均匀性和微观结构,结果显示制备的DLC膜表面光滑、基本不含液滴、为典型的非晶DLC膜、sp3杂化键超过70%,100 mm的范围的DLC膜最大不均匀性为8.82%。通过北京HI-13串列加速器提供的系列重离子束测试研究DLC剥离膜的寿命。结果显示,松弛后的DLC剥离膜寿命约为松驰前的3倍;对于63Cu-和197Au-离子束(加速电压~9 Mv、低能端流强~1 A),DLC剥离膜寿命分别为碳弧碳剥离膜寿命的4倍和13倍;对于107Ag-、70Ge-、48Ti-、28Si-和127I-离子束,DLC剥离膜寿命为碳弧碳剥离膜寿命的2.6~10倍,并且离子越重、束流越强,DLC剥离膜的寿命对比碳弧碳剥离膜寿命的优势就越大;DLC剥离膜寿命与基衬偏压有一定关系,目前的测试结果显示,随基衬偏压的加大,剥离膜寿命呈现先升高后降低的大概趋势,-400 V左右的基衬偏压下DLC剥离膜寿命最长。
分类: 核科学技术 >> 核科学与技术 提交时间: 2023-08-08
摘要: 摘要:将中国原子能科学研究院研制的核电厂乏燃料水池格架硼铝合金中子吸收材料检测设备进行升级改进,研发了集成数据获取系统、传动系统和控制记录分析系统。该检测设备可适用于不同尺寸的样板的多点测量,具有连续、快速、全面积检测的特点,具有定点式检测和移动式检测两种模式。完成了20cm30cm的悬挂样片、373cm19.5cm的长板、6cm6cm的方形样板和5cm0.3cm的圆形样板的检测工作,并且对检测结果进行分析。该硼铝合金材料中子吸收性能检测设备为开展国产含硼中子吸收材料的无损检测研究奠定了基础,为核电厂乏燃料水池的临界安全监测提供了有力保障。