最新刊期
      2020 年 第 43 卷 第 3 期

        加速器技术、射线技术及应用

      • “中国绵阳研究堆采用引束导管偏转技术，为自旋回波谱仪提供中子束。通过蒙特卡罗模拟，验证了引束导管设计方案的可行性。”
        王柏桦,黄朝强,王亭亭,孙光爱,王燕
        2020, 43(3): 030201. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2020.hjs.43.030201
        摘要：中国绵阳研究堆(China Mianyang Research Reactor,CMRR)采用由弯导管和直导管组成的引束导管偏转第三条冷中子管(C3)冷中子束第二端口(C32)上部区域内的中子束流，为自旋回波谱仪提供中子束。应用中子射线追踪程序McStas 2.5对引束导管进行蒙特卡罗模拟，从弯导管通道个数、曲率半径以及超镜因子三个方面，考察引束导管设计方案以验证其设计可行性。结果表明：1）弯导管通道个数设计值合理；2）弯导管曲率半径取值在谱仪与屏蔽体安装空间可接受情况下，应尽量大；3）弯导管超镜因子取2.5时，引束导管出口与样品处中子通量可达到最大强度。根据模拟计算结果，弯导管超镜因子设计值偏大，引束导管设计方案总体具有可行性。  
        关键词：中国绵阳研究堆;蒙特卡罗模拟;引束导管;弯导管;McStas   
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        发布时间：2024-10-25
      • “在射频四极场加速器热稳定性研究领域，专家提出了结合CFD热流耦合的三维多物理场数值分析方法，为加速器结构优化提供有效数值模拟平台。”
        赵博,张斌,陈叔平,王锋锋,朱铁明,金晓凤
        2020, 43(3): 030202. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2020.hjs.43.030202
        摘要：射频四极场（Radio Frequency Quadrupole, RFQ）加速器在大功率运行时会导致温度升高和热变形。针对其热稳定性的研究，在很多的多物理分析方法中，研究者将模型局限于二维RFQ截面或三维RFQ局部结构，忽略了冷却流体的流动运动。本文提出了一种结合计算流体动力学(Computational Fluid Dynamics, CFD)热流耦合的三维多物理场数值分析方法，包括电磁-流体-热-结构的多物理场耦合分析。基于实验工况，分析了3种(Standard、RNG、Realizable)k-ε湍流模型在同样工况下的换热效果，通过仿真结果与实验结果比较，验证方法的可行性和可靠性。选择合适的湍流模型，分析不同参数下腔体温度、结构和频率的变化规律。结果表明：应用CFD数值模拟方法可以较好的模拟RFQ加速器稳态传热状态，为未来加速器的结构优化、性能改进提供有效的数值模拟平台。  
        关键词：计算流体力学;加速器;耦合;数值模拟   
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        发布时间：2024-10-25
      • “在医疗成像领域，新型X射线管采用碳纳米管阴极，实现快速启动、低功耗和灵活焦斑调整，适用于移动DR设备。”
        唐华平,陈志强,刘昂,秦占峰,何武,张庆辉
        2020, 43(3): 030203. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2020.hjs.43.030203
        摘要：移动数字化X射线摄影（Digital Radiography，DR）是目前医疗成像领域的热点研究方向，为更好地适用于移动DR设备研制了一种新型X射线管。为了解决热阴极射线管启动慢和无效辐射剂量大等问题，使用碳纳米管阴极代替传统热阴极，并通过主动聚焦机制实现焦斑大小的灵活调整，以便满足不同的临床应用需求。通过设计阶段的数值模拟和设计样品的实际测试，研制的X射线管实现了最大阳极电压110 kV，最大阳极电流70 mA，焦斑大小调整范围0.9~1.9（IEC 标准焦斑值）的指标，同时给出了4 种不同临床应用场景下对应射线管的不同的工作参数。该射线管具有启动快、功耗低、无效辐射剂量小、应用场景广泛等特点，非常适合应用于移动DR设备中。  
        关键词：碳纳米管阴极;冷阴极射线管;可变焦结构;移动数字化X射线摄影   
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        发布时间：2024-10-25

        核电子学与仪器

      • “在闪烁探测器领域，研究人员利用22Na放射源，研究了掺钇BaF2探测器的性能，发现其能量分辨率和时间分辨率均优于BaF2探测器，为高强度γ射线探测提供新方案。”
        王红锋,刘福雁,王英杰,陈俊锋,况鹏,张鹏,于润升,曹兴忠,李玉晓,王宝义
        2020, 43(3): 030401. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2020.hjs.43.030401
        摘要：利用22Na放射源释放的β+湮没产生的0.511 MeV γ 射线，研究了掺钇BaF2（钇掺杂为1 at%，原子百分数）闪烁探测器的能量分辨和时间分辨性能。与BaF2探测器对比实验结果表明：掺钇BaF2晶体的快慢成分比（1:1.1）远高于BaF2晶体的快慢成分比（1:5），掺钇BaF2探测器的能量分辨率（38%）低于BaF2探测器的能量分辨率（19%）；在高强度γ射线环境下，掺钇BaF2探测器的符合时间分辨率优于BaF2探测器的时间分辨。分析发现：掺钇BaF2晶体中慢成分信号的减少，缩短了探测器输出信号的时间宽度，有利于在探测高强度γ射线时减缓或消除探测器中高计数率时间信号的堆积现象，提高探测器的时间分辨能力。  
        关键词：闪烁体探测器;掺钇BaF2晶体;能量/时间分辨率;高强度γ射线;信号堆积   
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        发布时间：2024-10-25
      • “兰州重离子加速器冷却储存环外靶实验子触发判选系统设计完成，可高效筛选γ球探测器信号，满足实验需求。”
        宋海声,苏凤娇,李先勤,张奇,陈勇,闫铎,杨海波,孔洁,苏弘
        2020, 43(3): 030402. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2020.hjs.43.030402
        摘要：介绍了兰州重离子加速器冷却储存环（Heavy Ion Research Facility at Lanzhou - Cooling Storage Ring,HIRFL-CSR）外靶实验子触发判选系统的设计，该系统可实现对外靶实验中γ球探测器输出信号的筛选从而保证后续的物理分析可以高效进行。系统基于Flash型现场可编程逻辑门阵列（Field Programmable Gate Array,FPGA）研制，主要是对光口模块和以太网模块进行设计，分别用来实现与总触发判选系统的通信和与上位机的信号传输。目前已完成实验室电子学测试，测试结果能够满足当前子触发系统满足外靶实验需求。  
        关键词：外靶实验;子触发判选系统;Flash型FPGA;光纤接口;以太网;性能测试   
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        发布时间：2024-10-25

        核物理、交叉学科研究

      • “在材料计算模拟领域，VaspCZ程序大幅提高VASP计算效率，为材料理论研究提供便利。”
        张正德,谈蒙露,任翠兰,怀平
        2020, 43(3): 030501. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2020.hjs.43.030501
        摘要：VASP（Vienna Ab-initio Simulation Package）是基于密度泛函理论的通用材料计算模拟软件。随着高性能计算平台的广泛使用和高通量计算的兴起，VASP计算任务的复杂性和数据量也大幅度提升。为了提高材料理论计算的方便程度，减少大量重复的指令和结果检查的复杂性，本文提供了一个基于Python语言的VASP计算辅助程序VaspCZ，能够大幅提高研究者的科研效率。该程序包含软件部分和API部分，软件部分提供了命令行用户界面，基于基本的Linux命令即可一键完成VASP计算的相关操作，为无编程语言基础的研究人员提供了便利。应用程序接口部分服务于具有Python语言基础的研究者，提供了底层库，使得自定义计算（如高通量计算、编写高级应用等）更为简单快捷。本程序包可以显著提高VASP的计算效率，并已经通过Github开源项目公开，提供了详细的使用文档、使用示例和API接口，有望能为广大材料理论研究者提供便利。  
        关键词：第一性原理;VASP;辅助程序;电子结构计算;过渡态计算   
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        发布时间：2024-10-25
      • “在乏燃料组件运输容器临界安全研究领域，中国核工业集团有限公司专家建立了保守临界计算模型，验证了其设计满足法规标准，为乏燃料运输安全提供了解决方案。”
        张敏,王婧,洪哲,李小龙,张亮,潘玉婷
        2020, 43(3): 030502. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2020.hjs.43.030502
        摘要：临界安全作为乏燃料组件运输容器的一项重要安全指标，需经过计算和分析以判断其是否满足法规标准。为分析中国核工业集团有限公司（China National Nuclear Corporation，CNSC）乏燃料组件运输容器临界安全设计是否满足《放射性物品安全运输规程》的要求，使用蒙特卡罗程序MCNP（Monte Carlo N Particle Transport Code）构建了保守临界计算模型，对正常和事故工况下CNSC乏燃料组件运输容器进行了临界计算分析。分析表明：正常运输条件下单个货包和货包阵列的keff最大值为0.804 25，小于次临界限值，临界安全指数为0；事故工况下单个货包和货包阵列的keff最大值为0.813 17，小于次临界限值，临界安全指数为0。可见，正常和事故工况下，CNSC乏燃料组件运输容器的keff最大值均小于0.94的次临界限值，临界安全指数为0，满足法规标准要求。  
        关键词：CNSC运输容器;临界安全分析;临界安全指数   
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        发布时间：2024-10-25
      • “在液态铅铋合金冷却剂领域，专家利用fluent软件模拟氧化锂颗粒物运动，为铅铋合金系统净化提供参考。”
        刘鹏,杜晓超,洪锋,袁显宝
        2020, 43(3): 030503. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2020.hjs.43.030503
        摘要：液态铅铋合金（Liquid Lead-Bismuth alloy，LBE）是第4代液态金属冷却反应堆首选的冷却剂材料，但面临氧浓度降低困难的问题，理论上通过氢化锂与氧反应可以降低其中的氧浓度，然而反应产物不溶性微小颗粒物氧化锂会威胁反应堆的安全运行。以铅铋合金系统的膨胀箱为研究对象，利用fluent软件对圆柱形箱体内固态颗粒物运动进行分析和模拟，连续相采用标准k-ε模型，固相颗粒物采用离散相模型(Discrete Phase Model，DPM)，研究铅铋合金中氧化锂颗粒物的运动规律。结果显示：大直径的氧化锂颗粒上浮时间短，在径向方向的位移小，导致靠近轴心的浓度较高，小直径的氧化锂颗粒上浮时间长，在径向方向的位移大，导致靠近轴心的浓度较低。为后续铅铋合金系统的净化与控制提供参考。  
        关键词：铅铋合金;颗粒物;上浮运动   
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        发布时间：2024-10-25

        核能科学与工程

      • “在核能领域，研究人员基于FLiBe载体盐，通过在线添加反应堆级钚，实现了熔盐堆233U的自持和焚烧反应堆级钚的能力。研究发现，在熔盐体积占比为10%~85%的较大范围内都可以实现233U自持，其中约43%熔盐体积比下233U增殖效果最佳。同时，43%熔盐占比下对钚的依赖最大，在熔盐体积比较小和较大时对钚的依赖较小；在熔盐体积比较小时更有利于钚的利用，其中在熔盐体积比为10%~15%时钚的焚烧率最大，约为75%。此外，中子损失率与钚的依赖近似呈正比关系，对233U自持性能影响较小。”
        郁长清,朱贵凤,夏少鹏,邹杨,余笑寒
        2020, 43(3): 030601. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2020.hjs.43.030601
        摘要：基于FLiBe载体盐，Th/233U启堆，仅通过在线添加反应堆级钚，以实现熔盐堆233U的自持和焚烧反应堆级钚的能力。采用单栅元模型，分析其在不同熔盐体积比、不同中子损失率下233U的自持和钚的利用性能。研究发现：在熔盐体积占比为10%~85%的较大范围内都可以实现233U自持，其中约43%熔盐体积比下233U增殖效果最佳。与此同时，43%熔盐占比下对钚的依赖最大，在熔盐体积比较小和较大时对钚的依赖较小；在熔盐体积比较小时更有利于钚的利用，其中在熔盐体积比为10%~15%时钚的焚烧率最大，约为75%。此外，中子损失率与钚的依赖近似呈正比关系，对233U自持性能影响较小。  
        关键词：钍基熔盐堆;钍铀自持;反应堆级钚;燃料利用   
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        发布时间：2024-10-25
      • “在自然循环铅基快堆热工水力设计领域，研究了一回路腔室几何结构对堆芯流量分配特性的影响，为堆芯流量分配特性优化提供了参考。”
        王天石,赵鹏程,刘紫静,谢金森
        2020, 43(3): 030602. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2020.hjs.43.030602
        摘要：堆芯流量分配特性是自然循环铅基快堆热工水力设计的重要内容，一回路腔室几何结构是影响堆芯流量分配特性的重要因素之一。利用计算流体力学方法（Computational Fluid Dynamics，CFD）模拟小型模块化自然循环铅冷快堆（Small Modular Natural Circulation Lead-cooled Fast Reactor-10 MW，SNCLFR-10）一回路流场，分别研究一回路上腔室提升筒高度、中心测量柱半径及长度，下腔室深度、纵横比以及导流结构高度对堆芯流量分配特性的影响特性。研究结果表明：改变提升筒高度、中心测量柱半径及长度对堆芯流量分配特性影响较大；改变反应堆下腔室深度和下腔室纵横比对堆芯整体流量和流量分配特性所造成的影响不显著；在反应堆下腔室加装角状凸起形导流结构可有效改善下腔室流场，但无法有效改变堆芯流量分配特性。  
        关键词：一回路腔室几何结构;流量分配特性;铅基快堆;自然循环   
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        发布时间：2024-10-25
      • “在核反应堆严重事故研究领域，通过可视化实验方法，采用铅锡合金模拟材料，研究了堆芯熔融物与冷却剂相互作用现象，揭示了热细粒化过程的关键影响因素，为核安全研究提供了新思路。”
        李阁,佟立丽
        2020, 43(3): 030603. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2020.hjs.43.030603
        摘要：堆芯熔融物与冷却剂相互作用（Fuel Coolant Interaction，FCI）是核反应堆严重事故下可能发生的严重问题之一。为进一步了解FCI现象及解明热细粒化过程的关键影响因素，本文通过可视化实验方法，采用铅锡合金模拟材料开展实验研究。采用高速摄像系统对反应过程进行图像采集，通过计算熔融物所占像素点的面积得到熔融物的截面积;收集反应碎片，从实验产物形貌、相互作用过程状态及熔融物周围气体分布三个方面对影响热细粒化过程的熔融物初始温度、质量及冷却剂温度展开研究。结果对比分析表明：熔融物温度升高，热细粒化程度先增加后减小；初始水体量一定的情况下，熔融物质量增加，可能导致熔融物细粒化程度降低；冷却剂过冷度增加，热细粒化程度增加。  
        关键词：熔融物与冷却剂相互作用;热细粒化;严重事故   
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        发布时间：2024-10-25
      • “在聚变堆中子学分析领域，中国专家利用GEANT4程序，建立了CFETR模型，验证了其在聚变中子学分析中的适用性，为聚变堆设计和安全运行提供重要参考。”
        任金才,徐坤,叶民友,毛世峰,陆玉东
        2020, 43(3): 030604. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2020.hjs.43.030604
        摘要：中子学分析对聚变堆尤其是其氚增殖包层的设计和安全运行具有重要意义，基于蒙特卡罗方法的模拟是聚变中子学分析的常用手段。以中国聚变工程试验堆（China Fusion Engineering Test Reactor, CFETR）为研究对象，研究蒙特卡罗程序GEANT4在聚变中子学分析中的应用，开展截面库基准测试计算，验证G4NDL截面库在聚变中子学分析中的适用性。采用编程方式和借助McCAD转换方式在GEANT4中分别建立CFETR一维柱壳模型和三维模型，并设置中子源和计数方式，实现了GEANT4中CFETR中子学分析模型的建立。在GEANT4中自主开发了新的物理过程，设置反射面边界，计算获得了中子壁负载。结果表明：GEANT4与MCNP计算结果差异小于1%，验证了反射面设置的有效性和GEANT4在聚变中子学工程分析中应用的可行性。  
        关键词：聚变中子学;GEANT4;CFETR   
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        发布时间：2024-10-25
      • “在EAST装置上，通过在线辐射剂量监测系统，研究了不同加热模式下中子、γ辐射剂量的变化规律。发现在中性束注入加热时，中子与γ剂量当量存在线性关系，为辐射防护提供了重要参考。”
        周梦洁,胡立群,钟国强,黄良胜,李凯,周瑞杰,洪兵,肖敏,张瑞雪
        2020, 43(3): 030605. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2020.hjs.43.030605
        摘要：利用EAST(Experimental Advanced Superconducting Tokamak)上的在线辐射剂量监测系统，对氘氘等离子体实验期间各种加热模式下装置主机厅内中子、γ剂量进行测量。对比分析了欧姆加热、低杂波加热、中性束注入加热，以及中性束与射频波协同加热实验时的中子、γ辐射强度随时间演化的规律。结果显示:在纯欧姆加热模式，辐射剂量主要来源于逃逸电子轫致辐射产生的高能γ(X)射线和光中子；低杂波辅助加热时，通常会出现环电压下降的现象，离子温度和聚变反应率提高有限，而逃逸电子产生的韧致辐射却被有效抑制，使得总体辐射剂量水平反而低于纯欧姆加热模式；中性束注入加热时，束靶反应使得中子产额提高2~3个数量级，聚变中子以及中子与周围物质核反应产生的γ射线成为辐射剂量的主要来源。通过统计归纳得到在中性束注入加热时，中子周围剂量当量与γ周围剂量当量存在近似的线性关系。该线性关系对于中性束与各种射频波协同加热实验时，中子、γ射线来源于多种途径的情形并不完全适用。  
        关键词：EAST;辐射剂量;加热模式;中子;γ射线   
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        发布时间：2024-10-25
      • “在高温核一级管道领域，专家利用PepS软件对钍基熔盐堆回路管道进行蠕变-疲劳损伤分析，满足蠕变疲劳极限要求。”
        龚玮,张小春,王晓艳,薛静怡,傅远
        2020, 43(3): 030606. DOI: 10.11889/j.0253-3219.2020.hjs.43.030606
        摘要：钍基熔盐堆（Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel，TMSR-LF1）回路管道最高运行温度达650 ℃，高温服役下的管道蠕变-疲劳损伤分析及评定至关重要。目前仅ASME-BPVC-III-5-HBB规范中有适用于高温核一级管道的蠕变-疲劳损伤暂行评定方法，但该方法对于复杂管道系统使用起来过于繁琐。本文旨在使用管道分析软件PepS软件实现高温核一级复杂管系的分析与结构完整性评估。首先结合管道结构在多种载荷组合作用下的截面应力状态解析解，进行管道截面应力分析及应力线性化，并将结果与有限元数值解进行对比分析，两者的误差结果基本一致。随后，利用PepS软件对TMSR-LF1回路管道进行了力学分析和结构完整性评估，结其蠕变疲劳损伤结果位于包络线以内，满足蠕变疲劳极限的要求。该研究将管道分析软件与ASME评定规范进行了有效衔接，明确了评定方法，实现了高温核一级复杂管系的蠕变疲劳评估。  
        关键词：TMSR-LF1;管道;PepS;蠕变-疲劳;高温   
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