D-T中子与钍铀核素相关反应的积分研究

发布时间：2020-11-04 00:02

　　 根据聚变-裂变混合能源堆包层的概念设计,其包层的核燃料可采用钍或天然铀。混合堆含钍或天然铀包层的物理设计的可行性,主要取决于采用的模拟计算方法及核数据库的准确性。天然钍只有一种同位素232Th,其通过中子俘获反应后经两级衰变可转换为易裂变的233U,生成的233U参与裂变,形成钍铀循环。增殖233U与钍的中子增殖反应相关,232Th裂变反应率和(n,2n)反应率是反映钍铀循环物理设计中裂变和中子增殖情况的重要参数,相关反应截面数据的可靠性需要通过中子学积分实验进行检验。天然铀分解模拟装置是目前最符合混合堆包层物理设计的模拟装置,而反应堆物理设计中的多种重要参数对238U俘获率非常敏感,因此在该装置中开展238U俘获率实验对混合堆包层物理设计十分重要。 为了校验中子与钍铀核素相关反应截面评价数据库的准确性,采用中子活化法,利用D-T中子源开展相应中子学积分实验。针对钍的裂变反应和(n.2n)反应,建立了基于贫铀球壳的钍样品装置和氧化钍/贫铀圆饼组合装置,测量了装置中的232Th(n, f)反应率和232Th(n,2n)反应率；针对238U俘获反应,测量了天然铀分解模拟装置部分孔道中的238U俘获率分布。采用基于蒙特卡罗方法的MCNP5程序在常用数据库下对相应实验进行模拟计算,对实验结果与模拟结果进行了对比分析。 采用测量钍裂变产物85mKr特征Y射线的方法研究了钍裂变反应率。通过HPGe探测器测量已活化钍样品中232Th裂变碎片85mKr发射的151.16keV特征γ射线计数,结合不同能区下钍裂变成85mKr的产额数据和钍样品上计算的中子能谱,在刻度探测效率及测定氧化钍样品的自吸收修正因子后,获取装置上钍裂变率分布,实验不确定度为5.3%-5.6%。利用MCNP5程序及ENDF/B-Ⅵ.6和ENDF/B-Ⅶ.0库进行了模拟计算,在基于贫铀球壳的钍样品装置、三块钍饼装置、贫铀饼+二块钍饼装置以及贫铀饼+三块钍饼的装置等四个装置中,钍的裂变反应率在ENDF/B-Ⅶ.0下计算结果比ENDF/B-Ⅵ.6计算结果平均分别高约2.5%、2.9%、2.1%、1.8%,表明不同评价数据库在232Th(n,f反应截面评价上存在差异。ENDF/B-Ⅶ.0库计算结果/实验结果(C/E)随着中子能谱变“软”而减小,四套装置中的C/E值平均分别为0.98、0.88、0.79、0.78。 采用测量231Th发射的84.2keV特征γ射线的方法研究了232Th(n,2n)反应率。通过HPGe探测器测量已活化钍样品中231Th衰变成231Pa发射的84.2keV特征γ射线计数,经HPGe探测器对该能量γ射线的探测效率刻度及钍样品的自吸收修正因子测定,获取相应装置上(n2n)反应率,实验不确定度为6.7%-6.9%。四个装置中,ENDF/B-Ⅶ.0下计算结果比ENDF/B-Ⅵ.6平均分别高约9.8%、9.6%、9.6%、9.7%,表明不同评价数据库在232Th(n,2n)反应截面评价上差异较大。ENDF/B-Ⅶ.0库计算结果/实验结果(C/E)平均分别为1.08、0.96、0.95、0.89。 采用圆环形天然铀箔片测量了天然铀分解模拟装置上的23。U(n,γ)反应率。在天然铀分解模拟装置上,通过离线测量环状天然铀箔片中发生238U(n,γ)反应后衰变生成的239Np发射的277.6keV特征γ射线计数,得到装置部分孔道中的238U(n,γ)反应率分布,实验不确定度为4.4%-4.5%。采用ENDF/B-Ⅵ.6库和ENDF/B-Ⅶ.0库计算的结果与实验结果的比值(C/E)平均分别为0.910和0.925。通过对靶点漂移给计算结果造成的影响进行分析,认为该因素可忽略。对活化片上的中子能谱分析可知,活化片上共振区的中子份额较大,这可能是造成实验值与计算值偏差较大的主要原因。实验结果可为校验次临界能源堆包层概念设计中238U俘获反应率的计算提供数据支持。
【学位单位】：中国工程物理研究院
【学位级别】：硕士
【学位年份】：2014
【中图分类】：TL81
【部分图文】：

图1.1社裂变反应截面评价情况从图1.1可知，社裂变截面的评价情况在低能区虽然非常低，但是各主流数据库之间的评价值差异很大，必须在一些基准装置或模拟装置上开展相应的中子学积分实验，为社裂变截面的再评价提供数据支持。1.2.2 232Th(n^2n)反应1956年，J.A.Phmip等人12?！I量了 mXh的(n^2n)反应在14MeV能量下的反应截面，测量方法为中子活化分析法。对生成的23iTh衰变产生的低能特征射线，使用填充Kr的正比计数管进行了测量，测量的特征Y射线能量为25.6keV。1958年，J.A.Phillip等人[28]又对235u的裂变中子与社片相互作用的平均截面进行了研究

1.2.3次临界能源堆概念设计中的"n；中子积分实验对于238U的研宄开展很早，对其微观截面的测量和宏观检验等方面都开展了相关工作。但是对于次临界能源堆，由于尚未有实际反应堆可供运行研宄，对其研究现集中在概念设计上，必须对其物理设计中所采用的数据库进行校验。但是针对聚变-裂变混合能源堆的包层概念设计，即利用MMeV中子和相关238U模拟装置开展的中子学积分实验，目前仅在国内幵展了部分相关工作。1997年，王大伦等人[48]利用14MeV中子测量了(t>600mm贫化铀球中的造钚率，其通过伴随a粒子法测量氖氣中子源强度，用HPGe探测器测量23Np发射的277.8keV特征Y射线峰，并用243Am箱片刻度对该能量的Y射线探测效率，测得在<|>600tnm贫化铀球中的造杯率结果为2.46±0.09，不确定度为3.7%。2010-2014年，本团队在一维贫铀球壳以及多种贫铀与聚乙稀交替系统中开展了一系列宏观中子学实验[49H55]。严小松等人[50]在贫铀/聚乙稀交替系统中测量了 muov^)反应率分布，实验相对不确定度为3.5%-3.7%，在常用ENDF/B-VI库下使用MCNP5程序的模拟结果与实验值一般在5%以内符合。羊突伟等人153]在具有更简单中子能谱的贫铀球壳中测量了 Y)反应率的分布，实验不确定度为3.6%-3.7%，C/E值为0.972-1.034。研宄结果为检验次临界能源

图3.2氧化社翁铀圆饼组合装量结构示意图3.1.3天然铀分解模拟装置根据次临界能源堆包层概念设计，次临界堆裂变包层要有一定的能量放大，其由235U、238U和⑶Pu裂变放能提供要求能量产生量足够多。参考次临界能源堆物理设计
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本文编号：2869295