一、原子核反应堆简介（论文文献综述）
张峥[1]（2021）在《事故容错燃料碳化硅包壳氧化行为的理论研究》文中指出碳化硅（SiC）被广泛地认为是一种极具潜力的事故容错燃料包壳材料,它被考虑用在下一代核反应堆中。相关的研究表明氧化是碳化硅材料在高温环境下发生功能失效的主要原因。因此,探明碳化硅在不同条件下的氧化机理对碳化硅包壳材料的研发和设计工作具有重要意义。本文以核工程领域常见的3C-SiC和6H-SiC为研究对象,借助密度泛函理论计算、经典分子动力学模拟以及从头算分子动力学等方法系统地研究了这两种碳化硅在抗辐照损伤和抗氧化性能方面的差异,并对这些差异背后的深层物理机制进行了详细的研究。通过对3C-SiC和6H-SiC进行相关模拟计算,发现:（1）3C-SiC表面的抗辐照损伤能力要强于6H-SiC的抗辐照损伤能力。以硅原子作为终止原子的3C-SiC表面的抗辐照损伤性能要强于以碳原子作为终止原子的3C-SiC表面,而以硅原子作为终止原子的6H-SiC表面的抗辐照性能要弱于以碳原子作为终止原子的6H-SiC表面。另外,碳原子替位取代硅原子提高了 3C-SiC的弹性模量、材料脆性以及导热性能。（2）6H-SiC的抗氧化性能优于3C-SiC的抗氧化性能,6H-SiC表面在初始氧化阶段倾向于生成SiO2,而3C-SiC表面倾向于生成CO、CO2和SiO等气态氧化物。氧分子吸附于SiC表面会自发解离为两个氧原子,并且氧分子更倾向于吸附于以硅原子作为终止原子的SiC表面,即以硅原子作为终止原子的SiC表面更容易被氧化。水分子吸附于SiC表面会部分解离为羟基和氢原子,羟基不易继续解离为氧原子和氢原子,同时氢原子在SiC表面上结合形成氢分子也较为困难。吸附能的变化表明辐照缺陷改变了氧分子和水分子在SiC表面上的稳定性和初始氧化物种类,也就是说辐照缺陷改变了 SiC表面的抗氧化性能,但是辐照缺陷没有改变氧分子和水分子在SiC表面上自发解离的这种特性。（3）水蒸汽加快了 SiC表面的氧化速率。从头算分子动力学模拟表明在SiC表面上水分子解离生成的氢原子与氧分子解离生成的氧原子结合形成新的羟基,正是这些羟基促进了 SiC表面的快速氧化。
孟召仓[2]（2021）在《MAX相材料Ti3AlC2中辐照缺陷的第一性原理研究》文中研究指明人们对能源需求的持续增长以及日益严重的环境问题迫切要求人类加强对化石燃料之外新型能源的研发。由于受控核聚变的诸多好处,它被认为是未来能源的重点发展方向。然而,聚变堆中强辐照环境引发的辐照损伤问题是对结构材料的重大考验。一方面,由高能中子入射引发的原子级联碰撞会使得材料晶格原子发生离位现象;另一方面,由高能中子在材料中诱发的杂质氢（H）和氦（He）很容易被离位效应产生的晶体缺陷所捕获,形成氢泡或者氦泡。这些缺陷最终会导致材料出现脆化、肿胀,以及蠕变等,使得材料的使用寿命大大缩短。因此,核聚变的实现将十分依赖于材料在强辐射场中的行为。Ti3AlC2以其优异的性能被认为是未来核反应堆高温结构材料的候选之一。本文结合小型中子源（Compact Materials Irradiation Facility,CMIF）在运行过程中出现的背板材料辐照损伤问题,研究了Ti3AlC2作为背板材料以及样品时原子离位概率（displacement per atom,DPA）的空间分布,并且基于第一性原理计算,从原子尺度重点研究了辐照下Ti3AlC2固体中的本征点缺陷和杂质原子在材料内部的占位情况,杂质与空位之间的相互作用以及团簇的演化等。通过对Ti3AlC2中的本征点缺陷的研究,发现Al单空位(VAl)、Al双空位(2VAl-Al)和Al-C双空位(2VAl-C)是所有空位中最容易形成的。多个空位之间的束缚很弱,空位的形成是一个相对独立的过程。另外,所有的自间隙原子都倾向于迁移到Al平面附近。对于反位缺陷,其他原子占据Al原子位置时往往对应着较低的形成能,这些都说明Al平面是Ti3AlC2结构中较为活泼的区域,容易受到辐照缺陷的影响。通过探究H-m V（m=0,1,2）团簇的稳定构型,从而来评估H原子的能量有利位置。在预先存在VAl或者2VAl-Al空位的情况下,H原子在空位附近的四面体间隙位(Itetr-2)最稳定,但是在2VAl-C空位下,H原子易于占据八面体间隙位(Ioct-4)。另外,被初始Al空位俘获的H团簇能够促进空位的形成,并且倾向于在Al平面内形成板状泡;被初始C空位俘获的H原子则更有可能在层间生成球状泡。空位作为一个捕获中心,通过提供最佳的H嵌入等值电荷密度面来诱导H原子在其内表面偏析。相比于单空位,双空位具有更强的H捕获能力,其中2VAl-Al和2VAl-C能够分别捕获7个和6个氢原子。然而,He-2VAl-Al团簇只能捕获4个H原子形成H-He杂化泡,He杂质能够有效抑制H原子的进一步聚集。另一方面,对杂质氧原子与氢/氦/空位等辐照缺陷之间的相互作用进行了研究。首先讨论了氧原子在不同缺陷中的形成能和占据情况,结果表明:在Ti3AlC2的完美晶胞中,氧原子优先占据六面体间隙位(Ihex-1),而在预先存在空位的情况下,氧原子倾向于占据空位附近的四面体间隙位(Itetr-2)。C空位的出现大大降低了氧原子的形成能,使得氧原子更易于占据C空位的中心。接着研究了Ti3AlC2中O/H团簇的捕获过程。相比于H/He杂质原子,空位能够捕获更多的氧原子,其中VAl和2VAl-Al分别能够捕获15个和18个氧原子。同时,氧也能促进空位的形成。另一方面,O原子能够和材料中Al原子结合,在其表面形成致密的Al2O3保护层,抑制材料内部的进一步氧化。此外,氢-氧之间表现为斥力相互作用,而氦-氧之间则表现为强烈的吸引作用。因此O对H团簇的形成有抑制作用,但是O可以束缚更多的He原子形成大量的He泡。O杂质大大降低了空位对H原子的捕获能力,同时O和He具有协同作用,能共同抑制H团簇的聚集。本论文的研究结果为Ti3AlC2在辐照和高温氧化环境下的行为提供了原子尺度的微观解释,这些都为更高尺度的模拟研究提供了必需的物理参数,进而评估Ti3AlC2作为聚变堆结构材料的性能,以便更好地设计基于MAX相的结构材料。
程治强[3]（2021）在《熔盐堆内Nb等贵金属裂变产物的行为研究》文中研究说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[4]（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。
李耀舟[5]（2021）在《基于CRAM方法的快堆燃耗计算研究》文中提出随着第四代先进核能系统的提出,快堆因其固有的安全性、可增殖的核燃料以及可嬗变核废物中的长寿命核素的优点在第四代先进核能系统中占据了一席之地,新型快堆的研究也成为了一个重要方向。本论文在已有的快堆三维六角形节块法程序HEXA3D的基础上,首先针对径向泄漏项缺失问题,进行了轴向通量高阶拟合改进,将扩散计算的精度进一步提高。另外在HEXA3D的三维六分之一堆芯建模的基础上补充了三维全堆建模功能,将程序的应用范围扩展到可以进行非对称建模的快堆计算。最后将快堆燃耗计算模块FCAC与堆芯扩散计算模块HEXA3D进行耦合,实现了快堆长燃耗步的连续计算。在燃耗计算模块,首先根据快堆燃耗特点,忽略在快堆中截面较低的反应链,选取了适用于快堆的燃耗链并制作了包含燃耗链和裂变产物的燃耗输入卡。之后根据堆芯稳态计算出的各个节块的通量分布以及节块内各核素的微观截面计算出燃耗矩阵,利用切比雪夫有理近似方法,即CRAM方法处理燃耗矩阵。近似阶数上选取了 14阶PFD方案进行计算,燃耗步长选取为100天。对于燃耗结果的修正方法,选取了经典的基于原子核密度的预估校正方法对燃耗计算结果进行改进。在此基础上,通过国际铅基快堆RBEC-M基准题进行验证。使用NJOY处理ENDF/B-Ⅶ.1的评价核数据库得到的33群问题相关的MATXS格式的截面,经由实验室自主开发的截面处理软件MGGC读取并处理NJOY生成的MATXS截面,每个区均采用5种集总伪裂变产物,每种集总伪裂变产物考虑了 1 94种裂变产物,最终得到问题相关的ISOTXS截面。计算结果与使用相同截面库的DIF3D计算结果对比,经过验证全堆计算功能可以正确实现,RBEC-M基准题在相同截面库条件下与六分之一建模结果仅相差25pcm,与DIF3D的计算结果相差200pcm以内,堆芯功率分布的最大偏差在5%以内,900天内的燃耗计算结果趋势与REBUS计算的趋势吻合。由此可以得出结论,自主开发的耦合六角形节块法的快堆堆芯燃耗程序FCAC耦合了快堆六角形节块法进行扩散计算,可以输出长燃耗步下快堆燃耗结果,具有计算精度高,适用范围广的优点。未来可以针对燃耗模块进行改进以适应更多工况。
陆玉东[6]（2021）在《Serpent-2在磁约束聚变堆中子学中的应用及包层氚增殖率的相关研究》文中进行了进一步梳理聚变中子在聚变装置中由等离子体区域向外部扩散,在输运的过程中中子会与包层、偏滤器、真空室、超导磁体等部件材料的原子核相互作用,由此产生核热,燃耗,嬗变等问题。在聚变中子学中,通过对粒子输运方程的求解,并结合核评价数据库,可以得到我们所关注的相应参数（包括中子和光子的能谱和通量、第一壁中子壁负载、氚增殖率、核热密度、核热沉积、氦产生率、位移损伤、辐照吸收剂量、停机剂量等）。通常采用确定论方法或者蒙特卡罗方法来求解粒子输运方程,由于聚变堆几何模型的复杂性,采用蒙特卡罗法粒子输运程序求解粒子的空间和能量分布是解决聚变中子学问题的一种准确有效的方法。由芬兰VTT技术研究中心开发蒙特卡罗法粒子输运软件Serpent-2具有直接导入基于CAD网格模型的功能,相比于传统构造表示法,这一特点在聚变反应堆中子学建模上具有极大优势,但Serpent-2在聚变中子学中的应用仍缺乏全面的验证。因此本文基于在聚变中子学领域得到广泛应用与验证的MCNP软件,对Serpent-2在聚变中子学中的应用进行基准测试。另一方面,包层是磁约束聚变堆中的重要部件之一,其承担着实现氚自持,产生核热以及为超导磁体屏蔽中子的任务。包层氚增殖率是评估反应堆能否达到氚自持的一个重要指标。因此本文研究包层氚增殖率相关问题可以为EUDEMO和中国聚变工程实验堆（CFETR）的包层设计提供参考。本文首先对中子输运以及蒙特卡罗粒子输运程序进行介绍和对比,阐明了使用Serpent-2作为磁约束聚变堆中子学分析软件的优势,随后阐述了包层氚增殖率相关研究的必要性和意义。此外,对Serpent-2的粒子跟踪原理以及中子学相关参数的计算进行了梳理。然后对Serpent-2在EU DEMO HCPB包层的应用进行了测试,测试内容包括基于CSG方法的建模、中子源、中子和光子能谱、核热、氚增殖率、全局减方差功能以及基于CAD几何的建模功能。测试结果表明,Serpent-2有能力取代MCNP应用于聚变中子学分析中。其次基于Serpent-2对EUDEMO的水冷铅陶瓷包层开展了氚增殖率的探索,包括氚增殖率参数化分析,氚增殖率对第一壁和增殖区材料比例的敏感性研究,第一壁和增殖区结构对氚增殖率的影响,铅/铅合金对氚增殖率的影响等。经过计算,明确了第一壁和增殖区材料占比对氚增殖率的影响;提出了提高氚增殖率的方案;完成了第一壁和增殖区的结构以及铅/铅合金对氚增殖率的研究。此外本文进行了 CFETR HCCB S形弯包层的中子学分析,分析的内容包括中子壁负载,氚增殖率,核热以及屏蔽相关性能,验证了 HCCBS形弯包层的在中子学方面的可行性,为CFTER的包层设计和分析提供了参考。
王平全[7]（2021）在《热中子参考辐射装置的模拟设计》文中研究指明热中子参考辐射装置（Thermal Neutron Reference Radiation Facility）能够提供标准注量率的热中子参考辐射。主要用于开展热中子相关的计量学工作,包括为热中子注量率基准运行和热中子注量参考值传递等提供参考辐射。在热中子探测器校准、中子剂量监测仪器评价和中子防护材料评价等方面发挥着至关重要的作用,还能为热中子辐射损伤效应、中子活化分析和热中子成像等科学实验提供研究平台,承担着统一国内热中子注量率量值、参加国际比对,实现国际互认的任务。原有的基准装置已于1994年停用,导致国内与热中子相关的计量工作停滞。为恢复热中子注量率的国家基准,中国计量科学研究院准备新建一套热中子参考辐射装置。本论文的主要工作是采用蒙特卡洛方法对热中子参考辐射装置进行结构设计和模拟优化,尽可能提升辐射场的热中子注量率和热中子分布的均匀性。整个慢化体装置采用12枚241Am-Be中子源作为快中子发射体,总发射率为1.4 ×108n/s。基于此建立了多层球壳模型对慢化材料进行筛选,模拟结果表明当石墨厚度达到45cm,重水厚度达到50cm时热中子注量率随着慢化材料厚度的增加不再增加,但是中能中子和快中子注量会进一步降低从而增加热中子占比。根据相关技术指标,选择重水和高纯石墨作为慢化体装置的主要慢化材料。根据所选慢化材料进行热中子参考辐射装置的结构设计,提出了相应的设计方案:12枚发射率偏差为0.4%的241Am-Be中子源按照一定的设计布局嵌在一块石墨板中,放置在装置的中央,为提高中子源的使用效率,整套装置在相对的两个方向上设置了内场和外场两个参考辐射场,其中内场通过45cm厚的石墨慢化产生,主要是为获得较高的热中子注量率,模拟计算表明内场的热中子注量率达到了 22465±38cm-2·s-1,热中子占比为94.6%,在直径32cm的参考平面上均匀性优于0.1%。外场通过90cm厚的重水慢化产生,重水置于3mm厚的锆箱,主要是为获得分布均匀且能量单一性好的的热中子束,需要热中子分布区域较大,模拟结果表明外场热中子场参考位置处的热中子注量率较低,为2524±3cm-2·s-1,热中子占比为99.96%,在直径84 cm的参考平面上均匀性优于1.3%,在辐射场中子出射面采用聚乙烯吸收体作为均整透镜提升热中子分布的均匀性,辐射场后端采用石墨、聚乙烯作为反射腔提升热中子注量率,模拟结果表明反射腔能将热中子注量提升3.8倍左右。慢化体外部采用聚乙烯、镉、铅组成复合防护结构用于屏蔽中子和γ射线。依托于MCNP减方差方法,提出了基于网格的全局减方差方法:根据相空间中的中子通量分布生成全局权重窗偏倚参数,进行中子输运偏倚和中子能量偏倚,将计算资源从高通量区域转移到低通量区域,通过不断迭代对权重窗参数进行优化,极大地提升计算效率,同时验证了全局减方差方法的无偏性和有效性。利用MCNP5计算了中子通量、剂量当量的全局分布,热中子装置外表面的中子剂量当量率小于0.29μSv/h,光子剂量当量率小于1.66μSv/h,总剂量当量率小于1.95μSv/h,满足辐射防护的设计要求。
许旭[8]（2020）在《基于D-T中子发生器的中子活化实验平台的建立与应用》文中提出D-T中子发生器由于具有产生的中子单色性好,产额可控,可以小型化,安全性高等优点,在快中子辐射损伤、中子照相、中子活化分析、石油测井、爆炸物检测等领域有广泛的应用前景。中子活化分析技术具有穿透性好、测量精度高、测量时间短、可多元素测量、抗干扰能力强等优点。食品安全卫生是关系国计民生的重要问题之一,直接影响人民群众的身体健康,对食品生产、加工、运输、销售等环节进行实时在线检测具有重要的现实意义,本文旨在建立一套对面粉中滑石粉含量进行在线检测的中子活化分析系统。由于中子射线的特殊性,中子活化分析技术虽然在原理上比较清晰,但在工业应用时仍面临诸多技术难点,其中涉及中子源特性、中子防护、中子反射与慢化、探测器性能、解谱方法等多方面的问题。本文建立了一个基于D-T中子发生器的中子活化实验平台,并首次将中子活化方法应用于食品安全在线检测领域。根据中子发生器特性优化了实验条件,改进了解谱算法,提高了测量准确性。目前中子活化元素在线分析的商业应用主要集中在煤炭、水泥和矿石等重工业领域,本工作也为中子活化分析方法在更多元素检测场景的应用开拓思路,促进中子活化分析技术的产业化。论文的主要工作有:（1）通过理论计算和MCNP设计建模,设计并建造了50 cm混凝土加50 cm水箱的中子屏蔽室结构,并在屏蔽室门口设置了L形迷墙以防止中子因散射造成泄露。对中子和伽马剂量的MCNP模拟结果与实验测量结果较为一致,均低于辐射源安全标准限值2.5μSv?h-1。本工作与国外几组相似的工作相比,在较小的空间内实现了较好的防护效果,且使用的防护材料更经济。（2）使用铁、铜、铝三种常见易得的活化片在中子场中进行辐照,通过测量中子与三个活化片的五种中子活化反应产生的特征γ射线,计算出的五组中子产额相对误差<1.5%。测量了中子发生器在不同高压和束流强度下的中子产额情况,拟合出高压、束流强度与中子产额的经验公式。测量并研究了D-T中子发生器不同角度的中子通量差异,通过优化辐照样品在中子场中的位置,提高中子辐照样品的有效注量,从而提高辐照效率,还可以通过优化γ射线探测器在中子场中的位置,减少中子对γ射线探测器的干扰。（3）使用缓发γ射线中子活化分析法测量面粉中滑石粉含量。根据中子辐照样品的放射性生长和冷却曲线,优化辐照和测量时间,获取了统计性足够的特征峰计数,并通过本底分析处理减弱了本底对测量结果的影响。对比了3英寸Na I（Tl）探测器和2英寸La Br3（Ce）探测器的测量效果,给出了最优的测量方式,即3英寸Na I（Tl）探测器测量1779 ke V特征峰时,样品滑石粉含量与特征峰计数的线性相关系数>99.6%,对同一样品20次测量结果相对误差（精度）为2.07%,对滑石粉的探测下限达0.07%。建立了样品厚度、特征峰计数与样品滑石粉含量的经验曲线,修正了厚度对测量结果的影响。缓发γ射线中子活化分析法每次检测的样品质量小,探测下限低,测量精度好,但耗时长,因此适合实验室条件下的离线抽样测量。（4）使用瞬发γ射线中子活化分析法测量面粉中滑石粉含量。中子活化产生的瞬发γ能谱特征峰强度大,成分复杂,康普顿平台较高,重峰现象严重,如何从复杂的瞬发γ射线能谱中解析出准确的元素含量值是中子活化在线分析的核心问题。对滑石粉-面粉混合样品的中子活化瞬发γ能谱使用谱库最小二乘法进行全谱拟合计算,可获得较准确的含量结果。为减少不同样品内部中子能谱变化及γ自吸收情况不同对解谱带来的系统误差,改进了谱库最小二乘法,使得计算出的滑石粉含量与理论值的平均相对偏差从6.11%降至0.33%,对同一样品测量30次解出结果的相对误差从4.81%降至2.98%。瞬发γ射线中子活化分析法的探测下限虽然差于缓发γ射线中子活化分析法,但其检测时间可缩减到1 min,且一次可检测的样品质量更大,因此适合在生产线上对面粉进行在线测量。论文工作的创新点如下:（1）测量并分析了D-T中子发生器的中子角分布情况,提高了辐照效率。一方面d-t反应存在本征角分布,另一方面靶形状、中子在管内散射也将影响中子出射角分布。通过优化辐照样品在中子场中的位置,提高了中子辐照样品的有效注量;（2）建立了样品厚度、特征峰计数与样品滑石粉含量的经验曲线,修正了厚度对测量结果的影响;（3）改进了瞬发γ射线中子活化分析的解谱算法,减小了不同样品内部中子能谱、γ射线自吸收差异造成的系统误差,提高了测量结果的准确性,实现了高精度的在线检测。
王平平[9]（2020）在《UO2/Mo弥散型核燃料的制备研究》文中提出弥散型核燃料作为事故容错燃料中最重要的一种类型,是把含有裂变物质的燃料相颗粒均匀地弥散分布在性能优良的非裂变基体相中而得到的燃料。尤其是以钼为弥散介质的的弥散型核燃料性能更为优异,钼拥有超高的热导率与高熔点,并且还是加速器次临界系统（ADS）的备选材料。但是这种弥散型核燃料在制备过程中,存在着一系列的挑战,包括核燃料微球与弥散介质的界面相容性,以及核燃料芯块的事故容错性。传统弥散型核燃料的制备方法是将核燃料微球直接分散在惰性的介质中,但是由于两种材料的物理性质之间的差异,在高温烧结过程中使得核燃料微球与弥散介质的界面不能很好地融合,出现间隙,从而使整个芯块的热导率降低。在本文中通过对核燃料微球进行表面电性修饰,使得弥散介质的纳米颗粒在电性引力作用下吸附在燃料微球表面,然后再将表面吸附了弥散介质纳米颗粒的核燃料微球与弥散介质混合,使得核燃料微球与弥散介质的界面相容性得到了一定的改善,也使得核燃料芯块的热导率有了一定的提升。对于以钼等金属基质构成的弥散型核燃料有着最优异的性能,但是在事故条件下,金属材料会和水蒸气反应产生氢气,大大降低了核燃料芯块的安全性。针对这一问题,本论文探讨了一种新的方法,利用不同密度和尺寸的微粒在三维旋转混合器中混合时的偏析现象,实现了核（U308-Mo-SiC）-壳（SiC）结构弥散型核燃料芯块的原位制备。这一研究有助于降低以金属为弥散介质的弥散核燃料在事故条件下与水蒸气的反应性,提高核燃料的事故容错性能。
赵万鑫[10]（2020）在《哈里顿与苏联核计划的实施（1945-1953）》文中研究指明1945年8月,美国对日本进行了核轰炸。原子弹的恐怖威力极大地触动了斯大林,促使他深刻认识到核武器在国际政治中的战略意义。为应对美国核威慑,维护和加强国家安全、巩固和扩大胜利果实,斯大林于1945年8月20日签署了国防委员会第9887сс/оп号决议,拉开了全面实施苏联核计划的序幕。1949年8月29日,苏联第一颗原子弹研制成功。1953年8月12日,苏联第一颗氢弹试爆成功。苏联以高度集中的经济体制为基础,以强制性的行政命令为手段,采取军事化的全民总动员方式,最大限度地调动一切物质和精神资源,仅用了4年时间即打破了美国的核垄断,大大增强了自身的军事政治实力,阶段性地实现了核计划目标,对人类历史的走向产生了极其深远的影响。苏联核计划是以苏联为首的社会主义阵营抗衡以美国为首的资本主义阵营的一个有力工具,也是促使延续半个多世纪之久的两极格局最终形成的重要因素。在核计划实施过程中,以哈里顿为代表的苏联科学家发挥了重要作用。哈里顿从1946年出任第11设计院总设计师,直到后来的全俄实验物理学研究所,从第一颗原子弹、第一颗氢弹,到后来苏联几代热核武器的研发、量产,为苏联核事业奉献了半个世纪。从核物理学理论研究到核武器实验研制,他几乎全程参与核计划,完整经历了苏联核军事工业从无到有,筚路蓝缕,发展壮大,乃至与美国展开核军备竞赛的历史见证者,被誉为“热核武器时代的缔造者之一”。
二、原子核反应堆简介（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、原子核反应堆简介（论文提纲范文）
（1）事故容错燃料碳化硅包壳氧化行为的理论研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 核能发电的历史 |
| 1.2 核燃料包壳材料发展 |
| 1.2.1 锆基合金核燃料包壳 |
| 1.2.2 镍基合金核燃料包壳 |
| 1.2.3 不锈钢核燃料包壳 |
| 1.2.4 钼基合金核燃料包壳 |
| 1.3 碳化硅包壳材料研究现状 |
| 1.3.1 碳化硅在核领域应用 |
| 1.3.2 碳化硅包壳在氧气条件下的氧化行为 |
| 1.3.3 碳化硅包壳在水蒸汽条件下的氧化行为 |
| 1.3.4 辐照缺陷对碳化硅氧化行为的影响 |
| 1.4 本文的主要意义和研究内容 |
| 1.4.1 本文主要研究意义 |
| 1.4.2 本文主要研究内容 |
| 第2章 研究理论及方法简介 |
| 2.1 量子力学基础 |
| 2.1.1 第一性原理计算 |
| 2.1.2 多粒子体系中的Schrodinger方程 |
| 2.1.3 波恩-奥本海默近似 |
| 2.1.4 哈特里-福克近似 |
| 2.2 密度泛函理论 |
| 2.2.1 托马斯-费米模型 |
| 2.2.2 霍恩伯格-科恩定理 |
| 2.2.3 沈吕九方程 |
| 2.3 常见的交换关联能泛函 |
| 2.3.1 局域密度近似 |
| 2.3.2 广义梯度近似 |
| 2.3.3 杂化密度泛函 |
| 2.4 布洛赫定理 |
| 2.4.1 布洛赫定理 |
| 2.4.2 布里渊区k点的选取 |
| 2.5 赝势方法 |
| 2.6 密度泛函理论计算流程与VASP软件介绍 |
| 2.6.1 密度泛函理论计算流程 |
| 2.6.2 VASP软件简介 |
| 2.7 分子动力学模拟 |
| 2.7.1 分子动力学模拟的基本原理 |
| 2.7.2 系综简介 |
| 2.7.3 势函数简介 |
| 2.8 从头算分子动力学模拟 |
| 2.9 小结 |
| 第3章 碳化硅包壳材料的辐照损伤行为 |
| 3.1 前言 |
| 3.2 碳化硅中辐照缺陷的形成能 |
| 3.2.1 计算方法和模型 |
| 3.2.2 6H-SiC表面上的辐照缺陷 |
| 3.2.3 3C-SiC低指数表面上的辐照缺陷 |
| 3.2.4 小结 |
| 3.3 反位取代对3C-SiC物理性能的影响 |
| 3.3.1 研究模型与方法 |
| 3.3.2 3C-Si_(1-x)C的晶格常数和密度 |
| 3.3.3 3C-Si_(1-x)C的形成能和结合能 |
| 3.3.4 3C-Si_(1-x)C的机械性能 |
| 3.3.5 3C-Si_(1-x)C的热力学性能 |
| 3.3.6 小结 |
| 3.4 碳化硅辐照损伤分子动力学模拟 |
| 3.4.1 研究模型及方法 |
| 3.4.2 3C-SiC中的辐照缺陷 |
| 3.4.3 4H-SiC中的辐照缺陷 |
| 3.4.4 6H-SiC中的辐照缺陷 |
| 3.4.5 小结 |
| 3.5 小结 |
| 第4章 氧气和水分子与碳化硅间的相互作用 |
| 4.1 前言 |
| 4.2 氧气在6H-SiC (0001)和(0001)面上的吸附 |
| 4.2.1 研究方法及模型 |
| 4.2.2 氧分子在6H-SiC (0001)和(0001)面上的吸附结构 |
| 4.2.3 氧分子在6H-SiC (0001)和(0001)面上的吸附能 |
| 4.2.4 小结 |
| 4.3 氧气在3C-SiC低指数面上的吸附 |
| 4.3.1 研究模型及方法 |
| 4.3.2 氧分子在3C-SiC C-(100)面上的吸附 |
| 4.3.3 氧分子在3C-SiC Si-(100)面上的吸附 |
| 4.3.4 氧分子在3C-SiC(110)面上的吸附 |
| 4.3.5 氧分子在3C-SiC (111)面上的吸附 |
| 4.3.6 氧分子在3C-SiC(111)面上的吸附 |
| 4.3.7 氧分子在3C-SiC低指数面上的吸附机理 |
| 4.3.8 小结 |
| 4.4 氧原子在6H-SiC (0001)和(0001)面上的吸附 |
| 4.4.1 研究模型与方法 |
| 4.4.2 氧原子在6H-SiC (0001)和(0001)面上的吸附 |
| 4.4.3 氧原子在6H-SiC (0001)和(0001)面上的扩散 |
| 4.4.4 小结 |
| 4.5 氧原子在3C-SiC低指数面上的吸附 |
| 4.5.1 计算模型与方法 |
| 4.5.2 氧原子在3C-SiC低指数面上的吸附 |
| 4.5.3 氧原子在3C-SiC(110)面上的扩散 |
| 4.5.4 小结 |
| 4.6 碳化硅表面氧化物的形成 |
| 4.6.1 计算模型与方法 |
| 4.6.2 不同氧化物在碳化硅表面上的形成能 |
| 4.6.3 小结 |
| 4.7 水分子与6H-SiC (0001)和(0001)面的相互作用 |
| 4.7.1 计算模型与方法 |
| 4.7.2 水分子在6H-SiC (0001)和(0001)面上的吸附 |
| 4.7.3 水分子在6H-SiC (0001)和(0001)面上的解离和扩散 |
| 4.7.4 小结 |
| 4.8 水分子在3C-SiC低指数面上的吸附 |
| 4.8.1 研究模型与方法 |
| 4.8.2 水分子在3C-SiC低指数面上的吸附 |
| 4.8.3 小结 |
| 4.9 小结 |
| 第5章 氧气/水蒸汽下碳化硅的反应动力学过程模拟 |
| 5.1 前言 |
| 5.2 6H-SiC在氧气/水蒸汽下的从头算分子动力学模拟 |
| 5.2.1 研究模型与方法 |
| 5.2.2 6H-SiC (0001)表面在氧气/水蒸汽下的从头算分子动力学模拟 |
| 5.2.3 6H-SiC(0001)表面在氧气/水蒸汽下的从头算分子动力学模拟 |
| 5.2.4 小结 |
| 5.3 3C-SiC(110)表面在氧气/水蒸汽下的从头算分子动力学模拟 |
| 5.3.1 研究模型与方法 |
| 5.3.2 3C-SiC(110)表面在氧气/水蒸汽下的从头算分子动力学模拟 |
| 5.3.3 小结 |
| 5.4 小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读博士学位期间发表的论文及其他成果 |
| 致谢 |
| 作者简介 |
（2）MAX相材料Ti3AlC2中辐照缺陷的第一性原理研究（论文提纲范文）
| 中文摘要 |
| abstract |
| 第1章 引言 |
| 1.1 核聚变能及其应用 |
| 1.1.1 核聚变能简介 |
| 1.1.2 核聚变能的发展 |
| 1.2 核聚变材料辐照研究 |
| 1.2.1 聚变堆材料面临的挑战 |
| 1.2.2 聚变材料辐照装置研究进展 |
| 1.2.3 紧凑型氘铍中子源辐照装置 |
| 1.3 材料辐照损伤的微观机理 |
| 1.3.1 晶体缺陷概况 |
| 1.3.2 辐照缺陷演变过程 |
| 1.3.3 材料的多尺度模拟方法 |
| 1.4 MAX相材料Ti_3AlC_2介绍 |
| 1.5 本论文主要工作 |
| 第2章 理论方法 |
| 2.1 近似方法 |
| 2.1.1 玻恩-奥本海默近似 |
| 2.1.2 Hartree-Fock近似 |
| 2.2 密度泛函理论 |
| 2.2.1 Hohenberg-Kohn定理 |
| 2.2.2 Kohn-Sham方程 |
| 2.2.3 交换关联泛函 |
| 2.2.4 自洽计算 |
| 2.3 赝势平面波方法 |
| 2.3.1 平面波基组 |
| 2.3.2 赝势 |
| 2.4 VASP软件介绍 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 Ti_3AlC_2中子辐照损伤及本征缺陷研究 |
| 3.1 CMIF背板中的辐照损伤问题 |
| 3.1.1 辐照损伤计算原理 |
| 3.1.2 背板的辐照损伤 |
| 3.1.3 样品的辐照损伤 |
| 3.2 Ti_3AlC_2本征缺陷的微观机理研究 |
| 3.2.1 物理模型与计算方法 |
| 3.2.2 Ti_3AlC_2中的空位缺陷 |
| 3.2.3 自间隙原子 |
| 3.2.4 Ti_3AlC_2中的反位缺陷 |
| 3.3 本章小结 |
| 第4章 Ti_3AlC_2中氢/氦杂质原子的行为 |
| 4.1 计算方法 |
| 4.2 单个H/He原子在Ti_3AlC_2间隙位处的占位 |
| 4.3 空位与H/He杂质之间的相互作用 |
| 4.3.1 氢和空位之间的相互作用 |
| 4.3.2 氢在双空位下的俘获行为 |
| 4.3.3 氢和氦的协同相互作用 |
| 4.4 复合团簇及氢泡的形成机理 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 Ti_3AlC_2中杂质氧和辐照缺陷的相互作用 |
| 5.1 计算方法 |
| 5.2 单个氧原子在Ti_3AlC_2间隙位处的占位 |
| 5.3 氧原子与Ti_3AlC_2中空位的相互作用 |
| 5.3.1 氧原子在不同空位团簇中的占位 |
| 5.3.2 氧原子在不同空位下的俘获过程 |
| 5.4 氧和辐照缺陷之间的相互作用 |
| 5.4.1 氧和氢/氦杂质之间的相互作用 |
| 5.4.2 氢原子在空位-氧复合团簇中的俘获行为 |
| 5.4.3 氧原子浓度对辐照缺陷的影响 |
| 5.5 本章小结 |
| 第6章 结论与展望 |
| 6.1 主要工作与总结 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 作者简历及攻读学位期间发表的论文及研究成果 |
（3）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 |
（4）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 |
（5）基于CRAM方法的快堆燃耗计算研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题研究的背景与意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.3 论文的主要研究内容 |
| 第2章 燃耗计算理论 |
| 2.1 燃耗方程求解的数值方法 |
| 2.2 切比雪夫有理近似方法 |
| 2.2.1 PFD形式的切比雪夫有理近似方法 |
| 2.2.2 预估矫正方法 |
| 2.3 本章小结 |
| 第3章 HEXA3D&FCAC程序开发 |
| 3.1 六角形节块法 |
| 3.1.1 中子扩散方程 |
| 3.1.2 节块内中子通量的高阶近似及通量矩方程 |
| 3.1.3 响应矩阵方程 |
| 3.2 泄漏矩的高阶近似 |
| 3.2.1 径向泄漏矩的计算 |
| 3.2.2 轴向泄露矩的计算 |
| 3.3 HEXA3D程序完善 |
| 3.4 HEXA3D&FCAC程序介绍 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 RBEC-M基准题验证 |
| 4.1 RBEC-M基准题介绍 |
| 4.2 轴向高阶近似改进 |
| 4.3 燃耗验证 |
| 4.4 本章小结 |
| 第5章 总结与展望 |
| 5.1 总结 |
| 5.2 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表的论文及其它成果 |
| 附录 |
| 致谢 |
（6）Serpent-2在磁约束聚变堆中子学中的应用及包层氚增殖率的相关研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 能源的利用 |
| 1.2 磁约束可控核聚变 |
| 1.3 磁约束聚变中子学及包层的氚增殖 |
| 1.3.1 磁约束聚变中子学 |
| 1.3.2 蒙特卡罗粒子输运程序 |
| 1.3.3 EU DEMO和CFETR包层概念设计 |
| 1.3.4 氚增值材料和氚增殖率 |
| 1.4 论文的研究意义及主要内容 |
| 第二章 Serpent-2和中子学相关计数 |
| 2.1 Serpent简介 |
| 2.1.1 Serpent代码的发展历史 |
| 2.1.2 Serpent代码的应用现状 |
| 2.2 Serpent特性-基于CAD和非结构化网格的几何类型 |
| 2.3 数据库 |
| 2.4 Serpent模拟和计数原理 |
| 2.4.1 表面跟踪和delta跟踪 |
| 2.4.2 径迹长度估计 |
| 2.4.3 碰撞通量估计 |
| 2.4.4 Serpent中的通量估计 |
| 2.4.5 MCNP中的通量估计 |
| 2.5 中子学相关参数的计数 |
| 2.6 本章小结 |
| 第三章 Serpent-2在EU DEMO HCPB包层中应用的基准测试 |
| 3.1 基准测试技术路线 |
| 3.2 EU-DEMO2017模型 |
| 3.3 中子源 |
| 3.4 基准测试及结果对比 |
| 3.4.1 中子和光子能谱 |
| 3.4.2 中子和光子核热 |
| 3.4.3 氚增殖率 |
| 3.5 全局减方差方法在EU DEMO HCPB包层中的应用 |
| 3.6 基于CAD几何功能在EU DEMO HCPB包层中的应用 |
| 3.7 本章小结 |
| 第四章 基于Serpent-2的水冷陶瓷铅包层的TBR探索 |
| 4.1 水冷铅陶瓷增殖包层 |
| 4.2 WLCB建模 |
| 4.3 TBR探索 |
| 4.3.1 TBR参数分析 |
| 4.3.2 FW中TBR对材料的敏感度 |
| 4.3.3 BZ中TBR对材料的敏感度 |
| 4.3.4 FW结构对TBR的影响 |
| 4.3.5 铅合金对TBR的影响 |
| 4.3.6 BZ结构对TBR的影响 |
| 4.4 本章小结 |
| 第五章 CFETR S型弯HCCB包层的中子学分析 |
| 5.1 CFETR和HCCB包层 |
| 5.2 HCCB包层的中子学建模 |
| 5.3 中子学结果和讨论 |
| 5.3.1 中子壁负载分布 |
| 5.3.2 氚增殖 |
| 5.3.3 核热沉积和功率密度 |
| 5.3.4 屏蔽性能 |
| 5.4 本章小结 |
| 第六章 总结与展望 |
| 6.1 本文总结 |
| 6.2 本文特色与创新 |
| 6.3 工作展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在读期间发表的学术论文与取得的其他研究成果 |
（7）热中子参考辐射装置的模拟设计（论文提纲范文）
| 中文摘要 |
| Abstract |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 课题背景及研究意义 |
| 1.1.1 课题研究背景 |
| 1.1.2 课题研究意义 |
| 1.1.3 重建热中子参考辐射装置的必要性 |
| 1.2 热中子参考辐射装置发展现状 |
| 1.2.1 国际研究现状 |
| 1.2.2 国内研究现状 |
| 1.3 研究内容和目标 |
| 1.4 论文组织结构 |
| 第二章 中子输运理论与慢化材料选择 |
| 2.1 中子输运理论 |
| 2.1.1 中子与原子核的相互作用 |
| 2.1.2 中子慢化过程 |
| 2.1.3 中子输运理论 |
| 2.2 蒙特卡洛方法及MCNP程序介绍 |
| 2.2.1 蒙特卡洛方法 |
| 2.2.2 MNCP程序 |
| 2.2.3 MCNP基本概念 |
| 2.3 中子源分类 |
| 2.3.1 放射性核素中子源 |
| 2.3.2 反应堆中子源 |
| 2.3.3 加速器中子源 |
| 2.4 慢化材料的选择 |
| 2.4.1 几何模型的建立 |
| 2.4.2 模拟计算结果 |
| 2.5 本章小结 |
| 第三章 热中子参考辐射装置的模拟设计 |
| 3.1 设计思路与目标 |
| 3.1.1 设计要求 |
| 3.1.2 技术方案 |
| 3.2 装置整体设计 |
| 3.2.1 装置整体设计 |
| 3.2.2 D_2O容器对外场参数的影响 |
| 3.3 中子源布局设计 |
| 3.3.1 中子源模型建立 |
| 3.3.2 中子源强度 |
| 3.3.3 中子源布局 |
| 3.4 辐射防护设计 |
| 3.5 本章小结 |
| 第四章 热中子参考辐射装置的模拟研究 |
| 4.1 建立MCNP模型 |
| 4.2 能谱分布 |
| 4.3 空间分布 |
| 4.4 反射腔和均整透镜对辐射场参数的影响 |
| 4.5 角度分布 |
| 4.6 光子能谱 |
| 4.7 本章小结 |
| 第五章 全局中子通量(剂量)分布的计算 |
| 5.1 MCNP中的减方差方法 |
| 5.1.1 源偏倚 |
| 5.1.2 几何分裂和轮盘赌 |
| 5.1.3 指数变换 |
| 5.1.4 暗含俘获与权重截断 |
| 5.1.5 强迫碰撞 |
| 5.1.6 DXTRAN球 |
| 5.1.7 权重窗技术 |
| 5.2 全局通量问题的计算方法 |
| 5.3 全局中子通量(剂量)分布 |
| 5.4 本章小结 |
| 第六章 总结与展望 |
| 6.1 总结 |
| 6.2 展望 |
| 参考文献 |
| 在学期间的研究成果 |
| 致谢 |
（8）基于D-T中子发生器的中子活化实验平台的建立与应用（论文提纲范文）
| 中文摘要 |
| Abstract |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 D-T中子发生器简介 |
| 1.2.1 D-T中子发生器的原理 |
| 1.2.2 D-T中子发生器的优势 |
| 1.2.3 D-T中子发生器的技术参数 |
| 1.3 中子活化分析方法 |
| 1.3.1 中子活化分析方法的原理 |
| 1.3.2 中子活化分析的设备简介 |
| 1.3.3 中子活化分析的解谱算法 |
| 1.3.4 中子活化分析的应用 |
| 1.4 基于D-T中子发生器的中子活化分析的发展趋势及面临的问题 |
| 1.5 论文主要内容与结构 |
| 第二章 D-T中子发生器的辐射防护 |
| 2.1 快中子辐射防护的方法 |
| 2.2 D-T中子发生器的辐射屏蔽计算 |
| 2.3 辐射防护效果的MCNP模拟 |
| 2.4 中子/γ剂量的实验测量与MCNP模拟结果的对比 |
| 2.4.1 辐射剂量测量仪 |
| 2.4.2 测量结果及分析 |
| 2.5 辐射环境本底分析 |
| 2.6 本章小结 |
| 第三章 D-T中子发生器的性能评价 |
| 3.1 14.1MeV中子的测量方法及测量仪器 |
| 3.2 中子产额测量 |
| 3.3 中子输出与高压、束流关系及稳定性研究 |
| 3.4 中子角分布测量 |
| 3.5 本章小结 |
| 第四章 中子活化分析法测量面粉中的滑石粉 |
| 4.1 研究背景及意义 |
| 4.2 样品制备 |
| 4.3 缓发γ射线中子活化分析法 |
| 4.3.1 实验装置 |
| 4.3.2 辐照和测量时长选择 |
| 4.3.3 实验测量过程 |
| 4.3.4 含量与峰面积计数标定 |
| 4.3.5 测量精度及探测下限 |
| 4.3.6 样品厚度对测量结果的影响 |
| 4.4 瞬发γ射线中子活化分析法 |
| 4.4.1 MCNP模拟对实验条件优化 |
| 4.4.2 实验测量过程 |
| 4.4.3 解谱方法及标定 |
| 4.4.4 测量精度 |
| 4.4.5 解谱算法改进 |
| 4.5 样品剩余放射性评价 |
| 4.6 两种方法的效果对比 |
| 第五章 总结与展望 |
| 5.1 总结 |
| 5.1.1 主要工作 |
| 5.1.2 论文创新点 |
| 5.2 展望 |
| 参考文献 |
| 附录 |
| 作者简介及在学期间所取得的科研成果 |
| 致谢 |
（9）UO2/Mo弥散型核燃料的制备研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 核能的发展 |
| 1.2 核燃料循环 |
| 1.2.1 核燃料循环简介 |
| 1.2.2 嬗变装置简介 |
| 1.3 核燃料的类型和特点 |
| 1.3.1 金属型核燃料 |
| 1.3.2 陶瓷型核燃料 |
| 1.3.3 弥散型核燃料 |
| 1.4 事故容错燃料 |
| 1.4.1 事故容错燃料简介 |
| 1.4.2 事故容错燃料的要求 |
| 1.4.3 事故容错燃料的发展 |
| 1.5 本文的研究意义与主要内容 |
| 第2章 表面纳米钼修饰的核燃料微球制备研究 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 核燃料微球表面修饰原理 |
| 2.3 正电性核燃料凝胶微球的可控制备 |
| 2.3.1 实验材料及方法 |
| 2.3.2 凝胶微球的粒径控制 |
| 2.3.3 凝胶微球的表面电性 |
| 2.4 负电性纳米金属钼的制备 |
| 2.4.1 实验材料及方法 |
| 2.4.2 制备参数对纳米钼粒径的影响 |
| 2.4.3 纳米钼的表面电性 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 钼基弥散型核燃料芯块的制备及其界面相容性研究 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 弥散型核燃料芯块制备与表征方法 |
| 3.2.1 实验材料 |
| 3.2.2 实验方法 |
| 3.2.3 表征方法 |
| 3.3 核燃料芯块的微观结构 |
| 3.3.1 核燃料微球吸附纳米钼的微观结构 |
| 3.3.2 核燃料芯块截面的微观结构 |
| 3.4 核燃料芯块的导热性 |
| 3.4.1 红外激光法测量核燃料芯块的热导率 |
| 3.4.2 瞬态表面热源法测量核燃料芯块的热导率 |
| 3.5 本章小结 |
| 第4章 具有核壳结构的弥散型核燃料芯块的原位制备研究 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 制备原理 |
| 4.3 核壳结构弥散型核燃料粗胚的壳层尺寸控制 |
| 4.3.1 实验材料及步骤 |
| 4.3.2 混合时间对壳层厚度的影响 |
| 4.3.3 物料密度对壳层厚度的影响 |
| 4.4 核(U_3O_8-Mo-SiC)-壳(SiC)结构弥散型核燃料芯块的原位制备 |
| 4.4.1 实验材料 |
| 4.4.2 核(U_3O_8-Mo-SiC)-壳(SiC)结构弥散型核燃料芯块粗胚的制备 |
| 4.4.3 核(U_3O_8-Mo-SiC)-壳(SiC)结构弥散型核燃料芯块的制备 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 总结与展望 |
| 参考文献 |
| 致谢 |
| 在读期间发表的学术论文与取得的其他研究成果 |
（10）哈里顿与苏联核计划的实施（1945-1953）（论文提纲范文）
| 内容提要 |
| 中文摘要 |
| abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 选题意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.3 研究方法及写作思路 |
| 1.4 创新与不足 |
| 第2章 哈里顿与战前苏联核物理学的发展 |
| 2.1 战前苏联核物理学研究状况及主要成就 |
| 2.2 哈里顿的生平和学术贡献 |
| 第3章 哈里顿与苏联核计划的全面启动 |
| 3.1 战时核研究的中断与重启 |
| 3.1.1 学界先声与核研究的中断 |
| 3.1.2 铀研究的恢复 |
| 3.2 核计划的出台 |
| 3.2.1 核计划组织领导体系的建立 |
| 3.2.2 德国核力量的引入 |
| 第4章 哈里顿与苏联第一颗原子弹的诞生 |
| 4.1 核裂变材料的制备 |
| 4.2 第11 设计院与原子弹的构型设计 |
| 4.2.1 第11 设计院的建立 |
| 4.2.2 哈里顿与核计划管理体制 |
| 4.2.3 原子弹的构型设计 |
| 4.3 第一颗原子弹的试爆 |
| 第5章 哈里顿与苏联第一颗氢弹的研制 |
| 5.1 国外核情报与热核武器的理论探索 |
| 5.2 “РДС-6c”研制工作的启动 |
| 5.2.1 “千层饼”和“水管”:两种构型的考量 |
| 5.2.2 “РДС-6с”的构型和测试 |
| 5.3 第一颗氢弹的试爆 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 作者简介及在学期间所取得的科研成果 |
| 后记 |
四、原子核反应堆简介（论文参考文献）
- [1]事故容错燃料碳化硅包壳氧化行为的理论研究[D]. 张峥. 华北电力大学(北京), 2021(01)
- [2]MAX相材料Ti3AlC2中辐照缺陷的第一性原理研究[D]. 孟召仓. 兰州大学, 2021(09)
- [3]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)
- [4]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)
- [5]基于CRAM方法的快堆燃耗计算研究[D]. 李耀舟. 华北电力大学(北京), 2021(01)
- [6]Serpent-2在磁约束聚变堆中子学中的应用及包层氚增殖率的相关研究[D]. 陆玉东. 中国科学技术大学, 2021(09)
- [7]热中子参考辐射装置的模拟设计[D]. 王平全. 兰州大学, 2021(09)
- [8]基于D-T中子发生器的中子活化实验平台的建立与应用[D]. 许旭. 吉林大学, 2020
- [9]UO2/Mo弥散型核燃料的制备研究[D]. 王平平. 中国科学技术大学, 2020(01)
- [10]哈里顿与苏联核计划的实施（1945-1953）[D]. 赵万鑫. 吉林大学, 2020(08)