摘要:自由电子激光(Free Electron Laser,FEL)装置是一种以相对论高品质电子束作为工作介质,在周期磁场中以受激发射方式放大电磁辐射的新型激光源。FEL装置中的四极铁中心相对于束流中心线的高精度就位与否将直接影响束流的品质,上海软X射线自由电子激光装置和大连极紫外相干光源装置的波荡器段间四极铁均采用基于束流准直方法(Beam based alignment,BBA),需要可远程精密调节四极铁位置的机构。BBA四极铁远程精密调节机构主要由可远程精密定位的电移机构和控制系统构成。电移机构采用精密滚珠丝杠驱动的滑块组合机构,可实现垂直于束流的水平和竖直高度方向的二维调节。本文简单描述了BBA四极铁远程精密调节机构的机械设计,对BBA四极铁远程精密调节机构的测试方法及结果进行了详细分析。该系统集成测试结果表明,机构运动过程中采用光栅尺进行反馈,其定位精度和重复性均达到了设计指标要求。
摘要:电子束团纵向长度是束流诊断中的重要参数,电光频谱解码法(Electro-Optical Spectral Decoding,EOSD)是为数不多的可进行单发测量的高时间分辨率测量方法。本文基于上海深紫外自由电子激光装置(Shanghai Deep Ultraviolet Free Electron Laser,SDUV-FEL)设计了一套电光频谱解码法测量束团长度实验方案。通过采用针尖粗同步和可调的光栅展宽器可实现长度在1-10 ps内变化的束团无损测量。通过对电光调制过程及其后探测的仿真研究表明,选用0.5 mm厚的ZnTe晶体在距离束流中心3-5 mm处测量时,时间分辨率最高可达180fs(Root Mean Square,RMS),信号展宽在3%以内,测量的电场形状无可观测畸变,满足SDUV-FEL的实验需求。
摘要:115In是一种重要的活化材料,准确测量它的中子非弹性散射截面数据对中子注量监测具有重要意义。在四川大学原子核科学技术研究所2.5MV静电质子加速器上,利用核反应D(d,n)3He产生的单能中子,以197Au作为标准,采用活化法测量了2.95MeV、3.94MeV、5.24MeV能点的115In中子非弹性散射截面。用Monte Carlo程序MCNPX(Monte Carlo N-Particle eXtended)对靶头材料、冷却水层和样品的包层材料等引起的多次散射效应及注量率衰减效应等进行了修正计算,得到最终结果与Loevestam的计算值符合较好,并且实验中可通过减小靶管、靶底衬、水层及样品的包层材料等厚度来减小多次散射效应和自屏蔽效应的影响。
摘要:燃耗计算在反应堆设计、分析研究中起着重要作用。相比于传统点燃耗算法,切比雪夫有理逼近方法(Chebyshev rational approximation method,CRAM)具有计算速度快、精度高的优点。基于超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC(Super Monte Carlo Simulation Program for Nuclear and Radiation Process),采用切比雪夫有理逼近方法和桶排序能量查找方法,进行了蒙特卡罗燃耗计算的初步研究与验证。通过燃料棒燃耗例题以及IAEA-ADS(International Atomic Energy Agency-Accelerator Driven Systems)国际基准题,初步验证了该燃耗计算方法的正确性,且IAEA-ADS基准题测试表明,与统一能量网格方法相比,桶排序能量查找方法在保证了计算效率的同时减少了内存开销。
摘要:反应堆主屏蔽是核反应堆的重要组成部分,用来有效降低反应堆运行时屏蔽体外的辐射剂量水平,以满足反应堆部件材料对辐射限制的要求。温度是影响反应堆主屏蔽性能的重要因素。针对2MWth液态熔盐堆(2-MW liquid-fueled molten salt experimental reactor,TMSR-LF1),采用MCNP软件获得功率分布后,利用Fluent软件对主屏蔽进行温度场计算。计算过程中利用Python语言编写了程序(MCNP to Fluent,MTF)来实现将MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)计算结果转换为功率密度的空间分布,以用户自定义函数(User-Defined Function,UDF)形式导入到Fluent,解决了MCNP计算结果不能直接导入到Fluent的问题,并分别计算了TMSR-LF1熔盐堆不同环境温度下的主屏蔽温度场分布情况。结果表明,在环境温度为5℃、18℃、25℃、30℃、35℃、40℃情况下,TMSR-LF1熔盐堆主屏蔽普通混凝土墙温度均低于要求限值,达到设计要求。
摘要:基于国际经典的压水堆全堆芯Hoogenboom基准模型,对超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC(Super Monte Carlo Simulation Program for Nuclear and Radiation Process)进行了校验。对有效增殖因数keff、功率等反应堆关键参数进行了计算与正确性校验,对并行效率进行了分析。结果显示,SuperMC的计算结果与MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)吻合较好,在使用640核计算时并行效率高达98.7%,初步验证了SuperMC在全堆芯计算中的准确性及高效性。