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RSS2022年 34卷 第2期
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2022, 34: 026001.
doi: 10.11884/HPLPB202234.210402
2022, 34: 021001.
doi: 10.11884/HPLPB202234.220012
2022, 34: 021002.
doi: 10.11884/HPLPB202234.210251
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2022, 34: 026001.
doi: 10.11884/HPLPB202234.210402
摘要:
蒙特卡罗（MC）方法具有复杂几何处理能力强，方法通用灵活，核数据完备，模拟忠实于物理过程等特点，成为中子学数值模拟的首选方法之一。在核能领域，MC方法得益于计算机的快速发展，在辐射屏蔽、反应堆堆芯临界安全分析、乏燃料后处理、放射性废物处置、核设施退役、核事故应急、放射性石油测井、核医学等领域均有广泛应用。对MC方法及软件输运计算做简要回顾，并对未来发展进行展望。
2022, 34: 026002.
doi: 10.11884/HPLPB202234.210372
摘要:
为了避免启动物理试验参数预测值不准确，影响电厂调试启动，可利用数值反应堆对启动物理试验参数进行精准预测。使用CAP1400数值反应堆系统中的蒙特卡罗粒子输运程序JMCT、确定论高保真模拟程序NECP-X及先进中子学程序SCAP-N，对CAP1400反应堆首循环堆芯进行建模，开展启动物理试验高保真模拟。数值结果表明，以JMCT程序为参考，NECP-X程序与SCAP-N程序对于灰棒组价值的绝对计算偏差在±8×10−5以内，对于黑棒组价值的相对计算偏差在±3%以内，对于黑棒总价值的相对计算偏差在±1%以内，对于组件相对功率分布的相对计算偏差在±2.5%以内，各程序计算结果符合得很好，可有效支撑反应堆的调试启动过程。
为了避免启动物理试验参数预测值不准确，影响电厂调试启动，可利用数值反应堆对启动物理试验参数进行精准预测。使用CAP1400数值反应堆系统中的蒙特卡罗粒子输运程序JMCT、确定论高保真模拟程序NECP-X及先进中子学程序SCAP-N，对CAP1400反应堆首循环堆芯进行建模，开展启动物理试验高保真模拟。数值结果表明，以JMCT程序为参考，NECP-X程序与SCAP-N程序对于灰棒组价值的绝对计算偏差在±8×10−5以内，对于黑棒组价值的相对计算偏差在±3%以内，对于黑棒总价值的相对计算偏差在±1%以内，对于组件相对功率分布的相对计算偏差在±2.5%以内，各程序计算结果符合得很好，可有效支撑反应堆的调试启动过程。
2022, 34: 026003.
doi: 10.11884/HPLPB202234.210366
摘要:
采用MCNP程序和ENDF/B-VII.1，ENDF/B-VIII.0核数据库，对119个模型构成的临界基准题进行了临界计算测试检验。此临界基准题模型包含233U、高浓铀、中浓铀、低浓铀和钚材料的临界实验系统，中子能量覆盖了快中子、中能中子和热中子能谱。采用ENDF/B-VIII.0核数据库的计算有效增殖因子keff结果与基准实验结果相对偏差的均值和标准差分别为−68.98×10−5和407.88×10−5，检验计算keff结果与基准实验结果的偏差与基准实验不确定度比值在1σ（σ为标准不确定度）以内、1σ～3σ区间和大于3σ的数量分别为107，9和3个；将此结果与相同条件下ENDF/B-VII.1核数据库的计算结果进行了比较，表明ENDF/B-VIII.0核数据库对临界计算更准确，与实验模型结果符合更好。
采用MCNP程序和ENDF/B-VII.1，ENDF/B-VIII.0核数据库，对119个模型构成的临界基准题进行了临界计算测试检验。此临界基准题模型包含233U、高浓铀、中浓铀、低浓铀和钚材料的临界实验系统，中子能量覆盖了快中子、中能中子和热中子能谱。采用ENDF/B-VIII.0核数据库的计算有效增殖因子keff结果与基准实验结果相对偏差的均值和标准差分别为−68.98×10−5和407.88×10−5，检验计算keff结果与基准实验结果的偏差与基准实验不确定度比值在1σ（σ为标准不确定度）以内、1σ～3σ区间和大于3σ的数量分别为107，9和3个；将此结果与相同条件下ENDF/B-VII.1核数据库的计算结果进行了比较，表明ENDF/B-VIII.0核数据库对临界计算更准确，与实验模型结果符合更好。
2022, 34: 026004.
doi: 10.11884/HPLPB202234.210378
摘要:
燃料组件在反应堆内受压紧力等作用会发生弯曲，该弯曲会显著改变反应堆局部位置的中子慢化。基于中广核核设计软件包PCM中的组件中子截面计算软件PINE和堆芯核设计软件COCO，开发了专门的燃料组件弯曲模型，以分析燃料组件弯曲对堆芯局部功率分布的影响，并和蒙特卡罗软件JMCT做了对比验证计算。计算结果表明，PCM软件包燃料组件弯曲模型的计算结果与JMCT吻合良好，该软件包可以用于燃料组件弯曲的分析计算。燃料组件的弯曲对于堆芯的局部功率分布有显著的影响，需要在设计中予以特别关注。
燃料组件在反应堆内受压紧力等作用会发生弯曲，该弯曲会显著改变反应堆局部位置的中子慢化。基于中广核核设计软件包PCM中的组件中子截面计算软件PINE和堆芯核设计软件COCO，开发了专门的燃料组件弯曲模型，以分析燃料组件弯曲对堆芯局部功率分布的影响，并和蒙特卡罗软件JMCT做了对比验证计算。计算结果表明，PCM软件包燃料组件弯曲模型的计算结果与JMCT吻合良好，该软件包可以用于燃料组件弯曲的分析计算。燃料组件的弯曲对于堆芯的局部功率分布有显著的影响，需要在设计中予以特别关注。
2022, 34: 026005.
doi: 10.11884/HPLPB202234.210300
摘要:
为了更好地进行环境X/γ辐射剂量的测量，通过对电制冷高纯锗探测器蒙特卡罗建模获取0.01～1.5 MeV能量范围内的能谱和剂量（率）值，并利用无卷积全谱转换法进行能谱-剂量转换研究。研究发现，通过无卷积全谱转换法计算得到的剂量率与模拟剂量率符合较好；通过在中国计量研究院环境γ辐射空气吸收剂量标准辐射场中进行Co-60和Cs-137放射源剂量率实验验证，结果显示，在0.01～1.5 MeV的能量范围内，通过能谱-剂量转换得到剂量率与标准剂量率的误差小于±10%，这表明通过无卷积全谱转换法进行能谱-剂量（率）转换系数的求解是可行的。
为了更好地进行环境X/γ辐射剂量的测量，通过对电制冷高纯锗探测器蒙特卡罗建模获取0.01～1.5 MeV能量范围内的能谱和剂量（率）值，并利用无卷积全谱转换法进行能谱-剂量转换研究。研究发现，通过无卷积全谱转换法计算得到的剂量率与模拟剂量率符合较好；通过在中国计量研究院环境γ辐射空气吸收剂量标准辐射场中进行Co-60和Cs-137放射源剂量率实验验证，结果显示，在0.01～1.5 MeV的能量范围内，通过能谱-剂量转换得到剂量率与标准剂量率的误差小于±10%，这表明通过无卷积全谱转换法进行能谱-剂量（率）转换系数的求解是可行的。
2022, 34: 026006.
doi: 10.11884/HPLPB202234.210309
摘要:
为了进行堆芯计算，需要通过组件计算提前构建少群截面参数库。传统确定论的组件截面参数化方法针对宏观截面进行截面参数化，但这种方式不仅需要考虑多种物理状态参数，而且需要考虑历史效应对截面的影响。提出了基于核素微观截面的蒙卡程序参数化方法，该方法可以消除燃耗历史的影响，且考虑的物理状态仅为燃耗深度以及材料温度。利用蒙卡程序产生组件截面参数库耦合堆芯程序进行堆芯计算，首先用蒙卡程序同时统计对应状态点下的核素密度以及核素少群微观截面，再利用核素微观截面进而获得宏观截面进行后续堆芯计算。为了验证方法正确性，构造了一个自定义的压水堆模型，计算结果与连续能量蒙卡计算结果符合良好。
为了进行堆芯计算，需要通过组件计算提前构建少群截面参数库。传统确定论的组件截面参数化方法针对宏观截面进行截面参数化，但这种方式不仅需要考虑多种物理状态参数，而且需要考虑历史效应对截面的影响。提出了基于核素微观截面的蒙卡程序参数化方法，该方法可以消除燃耗历史的影响，且考虑的物理状态仅为燃耗深度以及材料温度。利用蒙卡程序产生组件截面参数库耦合堆芯程序进行堆芯计算，首先用蒙卡程序同时统计对应状态点下的核素密度以及核素少群微观截面，再利用核素微观截面进而获得宏观截面进行后续堆芯计算。为了验证方法正确性，构造了一个自定义的压水堆模型，计算结果与连续能量蒙卡计算结果符合良好。
2022, 34: 026007.
doi: 10.11884/HPLPB202234.210327
摘要:
甲状腺内131I放射性活度与辐射探测结果的比例关系与甲状腺几何尺寸、探测距离等因素相关，是估算甲状腺内131I含量与其可能造成的辐照损伤的关键参数。基于MCPT辐射输运数值模拟算法器库开发了用于开展NaI探测器伽马辐射测量模拟的应用程序，进而建立了多组具有不同容积的甲状腺型容器和不同探测距离的物理模型，最终通过蒙特卡罗数值计算得到了不同测量状态下探测器的探测效率。在甲状腺型容器与探测器距离较远时，数值模拟给出的结果与理论计算结果一致，证明此应用程序可用于定量分析NaI的探测效率。数值模拟结果表明，小距离模型的结果受甲状腺样容器的大小和距离的显著影响，模拟给出的探测效率表为开展深入细致的实验研究奠定了基础。
甲状腺内131I放射性活度与辐射探测结果的比例关系与甲状腺几何尺寸、探测距离等因素相关，是估算甲状腺内131I含量与其可能造成的辐照损伤的关键参数。基于MCPT辐射输运数值模拟算法器库开发了用于开展NaI探测器伽马辐射测量模拟的应用程序，进而建立了多组具有不同容积的甲状腺型容器和不同探测距离的物理模型，最终通过蒙特卡罗数值计算得到了不同测量状态下探测器的探测效率。在甲状腺型容器与探测器距离较远时，数值模拟给出的结果与理论计算结果一致，证明此应用程序可用于定量分析NaI的探测效率。数值模拟结果表明，小距离模型的结果受甲状腺样容器的大小和距离的显著影响，模拟给出的探测效率表为开展深入细致的实验研究奠定了基础。
2022, 34: 026008.
doi: 10.11884/HPLPB202234.210352
摘要:
为了对JMCT程序的准确性和适用性进行验证，从国际临界基准库中选取了56个模型，通过使用JLAMT程序进行建模，然后利用JMCT程序计算了模型的有效增殖因子，并与基准值、MCNP程序计算结果进行对比。计算结果表明，JMCT计算值基本都在基准值的3倍标准差以内，且JMCT计算结果和基准值的相对偏差基本都在2%以下。在一定程度上验证了JMCT程序的准确性和适用性，为后续JMCT程序的使用验证提供借鉴。
为了对JMCT程序的准确性和适用性进行验证，从国际临界基准库中选取了56个模型，通过使用JLAMT程序进行建模，然后利用JMCT程序计算了模型的有效增殖因子，并与基准值、MCNP程序计算结果进行对比。计算结果表明，JMCT计算值基本都在基准值的3倍标准差以内，且JMCT计算结果和基准值的相对偏差基本都在2%以下。在一定程度上验证了JMCT程序的准确性和适用性，为后续JMCT程序的使用验证提供借鉴。
2022, 34: 026009.
doi: 10.11884/HPLPB202234.210399
摘要:
以压水堆核电厂中氚的产生机理和氚源项计算模型为基础，结合对国内外大量压水堆核电厂的氚排放运行数据的系统性分析，识别出冷却剂硼酸活化和次级中子源活化是压水堆氚排放量的主要来源，其中对中国广核集团运行机组，锑铍中子活化后的产氚量对氚年排放量的贡献可达到40%，而氚从完整的锆合金包壳的燃料棒中的释放是可以忽略不计的。由于优化次级中子源是降低压水堆氚排放量的唯一有效措施，通过分析建议压水堆核电厂采用双层不锈钢包壳的次级中子源或者取消次级中子源以降低压水堆氚排放。
以压水堆核电厂中氚的产生机理和氚源项计算模型为基础，结合对国内外大量压水堆核电厂的氚排放运行数据的系统性分析，识别出冷却剂硼酸活化和次级中子源活化是压水堆氚排放量的主要来源，其中对中国广核集团运行机组，锑铍中子活化后的产氚量对氚年排放量的贡献可达到40%，而氚从完整的锆合金包壳的燃料棒中的释放是可以忽略不计的。由于优化次级中子源是降低压水堆氚排放量的唯一有效措施，通过分析建议压水堆核电厂采用双层不锈钢包壳的次级中子源或者取消次级中子源以降低压水堆氚排放。
2022, 34: 026010.
doi: 10.11884/HPLPB202234.210264
摘要:
为分析气冷微型堆可燃毒物布置策略，分别建立长寿期（15 MW-20 a）、短寿期（5 MW-1 a）、较长寿期（5 MW-3～10 a）不换料堆芯模型，利用通用蒙卡程序，研究气冷堆中常用可燃毒物核素种类、可燃毒物布置方案对堆芯反应性、寿期等特性的影响。研究结果表明：长寿期堆芯中，整体型Er2O3可以有效控制堆芯剩余反应性，但在寿期末会造成一定的反应性惩罚；整体型B4C可以较好地控制堆芯剩余反应性，并在寿期末几乎不会造成反应性惩罚，通过分区布置还可以优化功率分布；分离型B4C可以使燃耗特性曲线在寿期初和寿期中变化很平坦。短寿期堆芯中，分离型Gd2O3毒物棒可以很好地控制剩余反应性且不会缩短堆芯寿期；常见的B4C布置方式并不合适，但B4C弥散在堆芯石墨内可以起到较好的毒物效果。较长寿期堆芯中，分离型Gd2O3毒物棒不仅可以有效控制剩余反应性，还可以保证堆芯具备仅依靠温度负反馈实现自动停堆的固有安全性。研究结果将为后续气冷微堆型号研发提供指导。
为分析气冷微型堆可燃毒物布置策略，分别建立长寿期（15 MW-20 a）、短寿期（5 MW-1 a）、较长寿期（5 MW-3～10 a）不换料堆芯模型，利用通用蒙卡程序，研究气冷堆中常用可燃毒物核素种类、可燃毒物布置方案对堆芯反应性、寿期等特性的影响。研究结果表明：长寿期堆芯中，整体型Er2O3可以有效控制堆芯剩余反应性，但在寿期末会造成一定的反应性惩罚；整体型B4C可以较好地控制堆芯剩余反应性，并在寿期末几乎不会造成反应性惩罚，通过分区布置还可以优化功率分布；分离型B4C可以使燃耗特性曲线在寿期初和寿期中变化很平坦。短寿期堆芯中，分离型Gd2O3毒物棒可以很好地控制剩余反应性且不会缩短堆芯寿期；常见的B4C布置方式并不合适，但B4C弥散在堆芯石墨内可以起到较好的毒物效果。较长寿期堆芯中，分离型Gd2O3毒物棒不仅可以有效控制剩余反应性，还可以保证堆芯具备仅依靠温度负反馈实现自动停堆的固有安全性。研究结果将为后续气冷微堆型号研发提供指导。
2022, 34: 026011.
doi: 10.11884/HPLPB202234.210265
摘要:
研究给出基于蒙特卡罗粒子输运软件JMCT耦合燃耗分析软件JBURN计算燃料棒径向功率分布的方法。介绍了计算模型的建立、输运及燃耗计算的相关设置以及裂变功率、俘获功率的统计方法。UO2燃料棒径向功率分布的计算结果表明，采用JMCT-JBURN软件的结果与工程常用软件符合较好，最大偏差不超过3%，证明了计算方法和计算软件的适用性。该方法可用于工程设计。
研究给出基于蒙特卡罗粒子输运软件JMCT耦合燃耗分析软件JBURN计算燃料棒径向功率分布的方法。介绍了计算模型的建立、输运及燃耗计算的相关设置以及裂变功率、俘获功率的统计方法。UO2燃料棒径向功率分布的计算结果表明，采用JMCT-JBURN软件的结果与工程常用软件符合较好，最大偏差不超过3%，证明了计算方法和计算软件的适用性。该方法可用于工程设计。
2022, 34: 026012.
doi: 10.11884/HPLPB202234.210298
摘要:
燃料棒设计验证是评价燃料棒在反应堆内运行时安全性能的过程，其中输入参数的不确定度对评价结果有非常重要的影响。为了系统研究燃料棒设计验证的不确定度，使用Dakota中蒙特卡罗与拉丁超立方的非参数抽样方法，结合燃料棒性能分析软件开展了燃料棒设计验证计算，并与传统的不确定度计算方法进行了比较。结果表明，传统方法未充分考虑输入参数的不确定度，导致内压准则在正常运行条件下容易受到挑战，统计性的抽样方法弥补了这一缺陷，获得了较大的安全裕量，为燃料棒安全性以及经济性的提升提供了理论依据；同时，2种抽样方法所获得的燃料温度计算结果较传统方法更加具有参考意义；对于包壳腐蚀准则以及包壳应变准则，由于不确定度输入参数选取得当，抽样方法与传统方法的计算结果无明显区别。因此，基于非参数抽样的统计法对于评价燃料棒在反应堆内的安全性能更加具有实用性。
燃料棒设计验证是评价燃料棒在反应堆内运行时安全性能的过程，其中输入参数的不确定度对评价结果有非常重要的影响。为了系统研究燃料棒设计验证的不确定度，使用Dakota中蒙特卡罗与拉丁超立方的非参数抽样方法，结合燃料棒性能分析软件开展了燃料棒设计验证计算，并与传统的不确定度计算方法进行了比较。结果表明，传统方法未充分考虑输入参数的不确定度，导致内压准则在正常运行条件下容易受到挑战，统计性的抽样方法弥补了这一缺陷，获得了较大的安全裕量，为燃料棒安全性以及经济性的提升提供了理论依据；同时，2种抽样方法所获得的燃料温度计算结果较传统方法更加具有参考意义；对于包壳腐蚀准则以及包壳应变准则，由于不确定度输入参数选取得当，抽样方法与传统方法的计算结果无明显区别。因此，基于非参数抽样的统计法对于评价燃料棒在反应堆内的安全性能更加具有实用性。
2022, 34: 026013.
doi: 10.11884/HPLPB202234.210301
摘要:
与传统的棒状燃料采用单一UO2陶瓷芯体不同，弥散型板状燃料元件是将燃料微球混合在金属基体中，燃料球与基体间微观上还存在体积的非均匀性。如果不能有效处理弥散燃料的局部空间，自屏效应将对物理特性参数计算带来一定偏差。但传统确定论程序的填卡方式忽略了弥散型燃料具有双重非均匀性的特点。针对板状弥散型燃料栅元，基于SuperMC程序编写随机介质程序，分别建立体积均匀模型和颗粒模型来验证分析弥散型燃料中由空间自屏效应引起的非均匀性。结果表明，该随机介质程序用于SuperMC中，可以解决具有双重非均匀性的弥散型燃料的粒子输运数值模拟问题，再通过建立传统RPT等效模型修正燃料和基体间非均匀性带来的计算偏差。
与传统的棒状燃料采用单一UO2陶瓷芯体不同，弥散型板状燃料元件是将燃料微球混合在金属基体中，燃料球与基体间微观上还存在体积的非均匀性。如果不能有效处理弥散燃料的局部空间，自屏效应将对物理特性参数计算带来一定偏差。但传统确定论程序的填卡方式忽略了弥散型燃料具有双重非均匀性的特点。针对板状弥散型燃料栅元，基于SuperMC程序编写随机介质程序，分别建立体积均匀模型和颗粒模型来验证分析弥散型燃料中由空间自屏效应引起的非均匀性。结果表明，该随机介质程序用于SuperMC中，可以解决具有双重非均匀性的弥散型燃料的粒子输运数值模拟问题，再通过建立传统RPT等效模型修正燃料和基体间非均匀性带来的计算偏差。
2022, 34: 026014.
doi: 10.11884/HPLPB202234.210312
摘要:
在压水堆核电站中，由于燃料组件装配的压紧力、冷却剂流动、辐射蠕变、燃耗等因素会导致燃料组件的弯曲，燃料组件的弯曲对组件间的水隙分布产生影响，从而影响中子的慢化行为及堆芯的传热性能，进而对反应堆堆芯的运行参数造成影响。本文分析了组件弯曲的成因及机理、影响及后果（包括对堆芯功率分布、径向功率倾斜、焓升因子、热点因子等参数的影响），并使用蒙特卡罗软件JMCT，对组件弯曲的确定论计算程序的正确性进行了验证。最后通过确定论的计算程序模块，对CPR1000核电站的组件弯曲情况进行了模拟分析，计算结果表明：在某一燃耗下，随着水隙增加或减小，燃料组件功率会随之增加或减小，使堆芯的功率分布发生倾斜，影响核电站的安全运行。
在压水堆核电站中，由于燃料组件装配的压紧力、冷却剂流动、辐射蠕变、燃耗等因素会导致燃料组件的弯曲，燃料组件的弯曲对组件间的水隙分布产生影响，从而影响中子的慢化行为及堆芯的传热性能，进而对反应堆堆芯的运行参数造成影响。本文分析了组件弯曲的成因及机理、影响及后果（包括对堆芯功率分布、径向功率倾斜、焓升因子、热点因子等参数的影响），并使用蒙特卡罗软件JMCT，对组件弯曲的确定论计算程序的正确性进行了验证。最后通过确定论的计算程序模块，对CPR1000核电站的组件弯曲情况进行了模拟分析，计算结果表明：在某一燃耗下，随着水隙增加或减小，燃料组件功率会随之增加或减小，使堆芯的功率分布发生倾斜，影响核电站的安全运行。
2022, 34: 026015.
doi: 10.11884/HPLPB202234.210350
摘要:
主动中子多重性计数测量方法是常用的核材料质量无损测量方法，已广泛应用于核材料衡算、核安保测量与军控核查等领域。我们通过对JMCT中子-光子输运程序的二次开发，实现了对经典点模型铀样品质量估算实验的数值模拟，并提出了改进的铀样品质量计算公式。该算法可以显著降低本实验中源-样品耦合与源中子反照等作用对铀样品质量估算精度的影响。建立了主动中子多重性计数测量探测系统模型和32个铀样品半球壳模型，模拟得到了与铀样品距离不同的DT源和AmLi源主动中子多重性计数，利用数值模拟手段检验了质量估算算法的有效性。数值模拟结果表明，改进的铀质量估算算法可以使质量估算的平均偏差率降低到10%以下。
主动中子多重性计数测量方法是常用的核材料质量无损测量方法，已广泛应用于核材料衡算、核安保测量与军控核查等领域。我们通过对JMCT中子-光子输运程序的二次开发，实现了对经典点模型铀样品质量估算实验的数值模拟，并提出了改进的铀样品质量计算公式。该算法可以显著降低本实验中源-样品耦合与源中子反照等作用对铀样品质量估算精度的影响。建立了主动中子多重性计数测量探测系统模型和32个铀样品半球壳模型，模拟得到了与铀样品距离不同的DT源和AmLi源主动中子多重性计数，利用数值模拟手段检验了质量估算算法的有效性。数值模拟结果表明，改进的铀质量估算算法可以使质量估算的平均偏差率降低到10%以下。
2022, 34: 026016.
doi: 10.11884/HPLPB202234.210356
摘要:
中子活化产物和辐射特征的数值模拟程序是研究材料活化效应的重要工具。在JMCT软件的基础上开发了具备材料中子活化效应模拟能力的数值模拟程序，并将其命名为“中子活化数值模拟程序”，旨在将其应用于军控核查、核安全等领域的研究中。对该程序在核弹头内部中子输运和活化计算的准确性进行了验证，发现该程序对核弹头内部中子输运和活化的计算精度优良。利用该程序研究了混凝土地面核素在裂变核材料的裂变中子辐照下的活化效应，计算结果进一步验证了中子活化数值模拟程序的功能。
中子活化产物和辐射特征的数值模拟程序是研究材料活化效应的重要工具。在JMCT软件的基础上开发了具备材料中子活化效应模拟能力的数值模拟程序，并将其命名为“中子活化数值模拟程序”，旨在将其应用于军控核查、核安全等领域的研究中。对该程序在核弹头内部中子输运和活化计算的准确性进行了验证，发现该程序对核弹头内部中子输运和活化的计算精度优良。利用该程序研究了混凝土地面核素在裂变核材料的裂变中子辐照下的活化效应，计算结果进一步验证了中子活化数值模拟程序的功能。
2022, 34: 026017.
doi: 10.11884/HPLPB202234.210362
摘要:
高温气冷堆是国际公认的固有安全性高的反应堆堆型。针对高温气冷堆包覆颗粒燃料引入的燃料组件的双重非均匀性以及棱柱式堆芯布置的非均匀性和强空间耦合效应，提出基于蒙特卡罗均匀化-确定论输运方法的RMC-SaraGR程序系统作为棱柱式高温气冷堆的核设计程序。基于日本棱柱式高温气冷堆临界实验装置VHTRC基准题，针对此套核设计程序系统开展了均匀化模型研究和初步验证。研究结果表明，基于蒙特卡罗均匀化方法，采用全堆模型、合适的能群结构和分区方式产生组件群常数，并经过超级等效均匀化方法进行等效均匀化修正，可以保证堆芯多群均匀计算具有较高的计算精度。
高温气冷堆是国际公认的固有安全性高的反应堆堆型。针对高温气冷堆包覆颗粒燃料引入的燃料组件的双重非均匀性以及棱柱式堆芯布置的非均匀性和强空间耦合效应，提出基于蒙特卡罗均匀化-确定论输运方法的RMC-SaraGR程序系统作为棱柱式高温气冷堆的核设计程序。基于日本棱柱式高温气冷堆临界实验装置VHTRC基准题，针对此套核设计程序系统开展了均匀化模型研究和初步验证。研究结果表明，基于蒙特卡罗均匀化方法，采用全堆模型、合适的能群结构和分区方式产生组件群常数，并经过超级等效均匀化方法进行等效均匀化修正，可以保证堆芯多群均匀计算具有较高的计算精度。
2022, 34: 026018.
doi: 10.11884/HPLPB202234.210364
摘要:
基于自动化建模软件平台cosVMPT的发展，建立了包含厂房结构的中国聚变工程试验堆（CFETR） 360°全堆模型，主要结构包括中心螺线管线圈、真空室、纵场线圈、极向场线圈、内外冷屏、杜瓦，以及精细结构的水冷包层和偏滤器。空间布置上包括16个上/下窗口和6个中窗口，2个斜窗口作为NBI束通道，其余窗口内设为屏蔽块。引入“on-the-fly”（OTF）全局减方差方法以获得可靠的中子、光子通量，结果显示其在厂房内的分布不对称。验证了cosVMPT平台和OTF方法的可靠性，并与扇段模型所获得的结果进行对比，进一步确认能够通过扇段模型来简化建模计算过程的使用范围。
基于自动化建模软件平台cosVMPT的发展，建立了包含厂房结构的中国聚变工程试验堆（CFETR） 360°全堆模型，主要结构包括中心螺线管线圈、真空室、纵场线圈、极向场线圈、内外冷屏、杜瓦，以及精细结构的水冷包层和偏滤器。空间布置上包括16个上/下窗口和6个中窗口，2个斜窗口作为NBI束通道，其余窗口内设为屏蔽块。引入“on-the-fly”（OTF）全局减方差方法以获得可靠的中子、光子通量，结果显示其在厂房内的分布不对称。验证了cosVMPT平台和OTF方法的可靠性，并与扇段模型所获得的结果进行对比，进一步确认能够通过扇段模型来简化建模计算过程的使用范围。
2022, 34: 026019.
doi: 10.11884/HPLPB202234.210388
摘要:
热管冷却核反应堆具有非能动传热、模块化和固有安全性高等特点，在航空探索、深海作业和偏远地区电力市场上有广泛的应用。以洛斯阿拉莫斯国家实验室开发的5 MWth热管堆为研究对象，选择SS-316，Mo-14Re和SiC作为基体候选材料，采用反应堆蒙特卡罗中子输运分析程序对比分析了以上三种基体堆芯的反应性、中子能谱、增殖性能和燃耗演化。结果表明：为了维持堆芯的10年运行，SS-316，Mo-14Re和SiC三种基体堆芯所需的初始燃料235U富集度分别约为19.35%，28.80%和17.10%，SiC基体堆芯所需的初始燃料235U富集度最小；10年后，SiC基体堆芯产生的易裂变核素（239Pu和241Pu）和次锕系核素（通过分离嬗变可被再次利用）的量最高，分别约为11.91 kg和92.08 g。综合以上研究结果，推荐SiC作为热管冷却核反应堆的基体。
热管冷却核反应堆具有非能动传热、模块化和固有安全性高等特点，在航空探索、深海作业和偏远地区电力市场上有广泛的应用。以洛斯阿拉莫斯国家实验室开发的5 MWth热管堆为研究对象，选择SS-316，Mo-14Re和SiC作为基体候选材料，采用反应堆蒙特卡罗中子输运分析程序对比分析了以上三种基体堆芯的反应性、中子能谱、增殖性能和燃耗演化。结果表明：为了维持堆芯的10年运行，SS-316，Mo-14Re和SiC三种基体堆芯所需的初始燃料235U富集度分别约为19.35%，28.80%和17.10%，SiC基体堆芯所需的初始燃料235U富集度最小；10年后，SiC基体堆芯产生的易裂变核素（239Pu和241Pu）和次锕系核素（通过分离嬗变可被再次利用）的量最高，分别约为11.91 kg和92.08 g。综合以上研究结果，推荐SiC作为热管冷却核反应堆的基体。
2022, 34: 021001.
doi: 10.11884/HPLPB202234.220012
摘要:
半导体泵浦亚稳态惰性原子激光是高能光泵浦气体激光领域具有潜力的新方案。已有报道均在约束的放电空间内产生亚稳态原子，功率放大受到多因素制约。为突破现有方案的局限，采用大气压等离子体射流方式在羽流区域产生高浓度亚稳态氩原子（1014 cm−3量级），将放电和激光区域空间分离，利用811 nm窄线宽半导体激光器作为泵浦源，基于泵浦、激光和气流相互垂直的结构实现912 nm激光输出，有效拓展了该型激光体系的功率定标放大能力。
2022, 34: 021002.
doi: 10.11884/HPLPB202234.210251
摘要:
由于具有高品质、高效率、高鲁棒性、结构紧凑等优点，光纤激光系统在近20年飞速发展，并得到广泛应用。然而发展至今，依旧存在着一些因素（如非线性效应、热效应、模式不稳定性等）限制着光纤激光系统功率的进一步提升。作为其中的一种主要限制因素，受激拉曼散射效应不仅降低了光纤激光器的输出效率，后向斯托克斯光还会提高系统的损毁风险。最近的研究结果表明，少模光纤中受激拉曼散射在引起模式不稳定性的同时，还会导致准静态的模式退化。因此，需要发展有效的拉曼抑制手段来突破现有瓶颈，促进高功率高光束质量光纤激光发展。在介绍高功率少模光纤激光中受激拉曼散射效应新表征的同时，从高功率光纤激光系统整体优化角度出发，总结整理了相关抑制技术研究新进展，并展望未来可能的研究方向。
2022, 34: 022001.
doi: 10.11884/HPLPB202234.210382
摘要:
基于“晨光号”X光机开展了可见光条纹相机在复杂的辐射/电磁环境中的可靠性实验研究。利用序列脉冲激光的成像状态表征条纹相机的扫描状态，采取了不同的辐射/电磁防护措施，研究其对扫描状态的影响。实验研究获得了该类相机在此类复杂环境中正常工作的防护方法，主要包括增强辐射屏蔽使条纹相机附近的单发次等效空气吸收剂量不超过6 μGy、减少相机机壳的缝隙、采取光电隔离的触发方式等。
基于“晨光号”X光机开展了可见光条纹相机在复杂的辐射/电磁环境中的可靠性实验研究。利用序列脉冲激光的成像状态表征条纹相机的扫描状态，采取了不同的辐射/电磁防护措施，研究其对扫描状态的影响。实验研究获得了该类相机在此类复杂环境中正常工作的防护方法，主要包括增强辐射屏蔽使条纹相机附近的单发次等效空气吸收剂量不超过6 μGy、减少相机机壳的缝隙、采取光电隔离的触发方式等。
2022, 34: 022002.
doi: 10.11884/HPLPB202234.210339
摘要:
强激光与等离子体之间相互作用，能够产生各种参量不稳定性过程和非线性效应。利用Karpman方法推导出横场包络所满足的非线性控制性方程，在一维情况下，获得孤波解。对孤波解进行分析，发现波包孤子的半宽反比于振幅；分析磁化等离子体中各参量对孤波半宽的影响。结果表明，在右旋圆偏振激光情况下，随着电子数密度的增大，孤波的半宽逐渐减小，而当磁场强度增大时，孤波的半宽逐渐增大；在左旋圆偏振激光情况下，随着电子数密度的增大，孤波的半宽逐渐增大，而当磁场强度增大时，孤波的半宽逐渐减小。
强激光与等离子体之间相互作用，能够产生各种参量不稳定性过程和非线性效应。利用Karpman方法推导出横场包络所满足的非线性控制性方程，在一维情况下，获得孤波解。对孤波解进行分析，发现波包孤子的半宽反比于振幅；分析磁化等离子体中各参量对孤波半宽的影响。结果表明，在右旋圆偏振激光情况下，随着电子数密度的增大，孤波的半宽逐渐减小，而当磁场强度增大时，孤波的半宽逐渐增大；在左旋圆偏振激光情况下，随着电子数密度的增大，孤波的半宽逐渐增大，而当磁场强度增大时，孤波的半宽逐渐减小。
2022, 34: 023001.
doi: 10.11884/HPLPB202234.210420
摘要:
为了实现天线罩的轻量化，同时满足高功率的应用，提出了一种高功率内置弧形折线栅式极化转换天线罩。该天线罩将弧形折线栅式极化转换板放置于介质密封罩内部，通过对弧形折线栅单元结构及介质密封罩结构的联合设计，在实现轻量化的同时降低了金属栅上的电场，使其更加有利于在高功率微波领域的工程应用。针对C波段高功率线极化螺旋阵列天线的应用需求，优化设计了一个中心频率为4.3 GHz的高功率极化转换天线罩，将其加载至某高功率径向线螺旋阵列天线上开展了辐射特性和功率容量的仿真和测试，仿真和实验结果吻合，该天线罩可实现圆极化波到线极化波的转换，其中心频率下的插入损耗为0.2 dB，主射方向轴比为20 dB，功率容量达到48 MW。
为了实现天线罩的轻量化，同时满足高功率的应用，提出了一种高功率内置弧形折线栅式极化转换天线罩。该天线罩将弧形折线栅式极化转换板放置于介质密封罩内部，通过对弧形折线栅单元结构及介质密封罩结构的联合设计，在实现轻量化的同时降低了金属栅上的电场，使其更加有利于在高功率微波领域的工程应用。针对C波段高功率线极化螺旋阵列天线的应用需求，优化设计了一个中心频率为4.3 GHz的高功率极化转换天线罩，将其加载至某高功率径向线螺旋阵列天线上开展了辐射特性和功率容量的仿真和测试，仿真和实验结果吻合，该天线罩可实现圆极化波到线极化波的转换，其中心频率下的插入损耗为0.2 dB，主射方向轴比为20 dB，功率容量达到48 MW。
2022, 34: 023002.
doi: 10.11884/HPLPB202234.210406
摘要:
GJB151B CS115给出了开展脉冲传导敏感度试验的校准平台构成和校准波形标准，但未明确校准平台各设备（脉冲源、电流注入环、校准夹具等）的具体指标需求。为解决这一问题，本文在前期脉冲电流注入电路仿真研究工作的基础上，构建了校准平台的时域电路模型，通过逐一改变模型参数的方法，仿真分析了脉冲源内部回路电感、电流注入环等效电感/电阻/电容等对校准波形前沿、半宽以及平顶降的影响，得出了平台各设备应达到的技术指标。该工作是对GJB151B CS115的有益补充，为搭建CS115试验平台，开展电子设备脉冲传导敏感度试验提供了技术支撑。
GJB151B CS115给出了开展脉冲传导敏感度试验的校准平台构成和校准波形标准，但未明确校准平台各设备（脉冲源、电流注入环、校准夹具等）的具体指标需求。为解决这一问题，本文在前期脉冲电流注入电路仿真研究工作的基础上，构建了校准平台的时域电路模型，通过逐一改变模型参数的方法，仿真分析了脉冲源内部回路电感、电流注入环等效电感/电阻/电容等对校准波形前沿、半宽以及平顶降的影响，得出了平台各设备应达到的技术指标。该工作是对GJB151B CS115的有益补充，为搭建CS115试验平台，开展电子设备脉冲传导敏感度试验提供了技术支撑。
2022, 34: 024001.
doi: 10.11884/HPLPB202234.210392
摘要:
作为CT设备的核心器件，CT球管采用动态磁聚焦技术以利于大电流输出时小焦点的实现。飞焦点技术可以多角度记录每次扫描的每个投影，提高采样率，从而大幅改善图像清晰度，提高成像质量。当CT球管为1 A大电流输出时，采用CST软件对双磁四极透镜关键参数进行模拟仿真及优化，满足焦点目标尺寸为0.2 mm×0.6 mm的同时具备飞焦点功能。
作为CT设备的核心器件，CT球管采用动态磁聚焦技术以利于大电流输出时小焦点的实现。飞焦点技术可以多角度记录每次扫描的每个投影，提高采样率，从而大幅改善图像清晰度，提高成像质量。当CT球管为1 A大电流输出时，采用CST软件对双磁四极透镜关键参数进行模拟仿真及优化，满足焦点目标尺寸为0.2 mm×0.6 mm的同时具备飞焦点功能。
2022, 34: 024002.
doi: 10.11884/HPLPB202234.210439
摘要:
粒子加速器中真空元件的阻抗是引起束流不稳定的重要原因。基于储存环的新一代同步辐射光源的设计发射度更小，相应地要求更小的真空盒孔径，进而带来阻抗的显著增加，这就要求在设计阶段对真空元件的阻抗进行准确的评估和优化。阻抗测量是验证阻抗模型准确性的重要手段，而同轴线法是常用的实验室测量方法。对小孔径真空元件同轴线法纵向阻抗测量进行了研究，针对窄带阻抗元件，使用pillbox腔开展了相关的阻抗测量，研究了不同的内导体尺寸对于测量结果的影响，同时基于尾场模拟、散射参数模拟以及本征模模拟对测量结果进行了验证，模拟和测量结果符合很好，并证明原有的内导体导致谐振峰频移的理论分析应用于小孔径元件时存在偏差。此外针对非窄带阻抗元件，对条带冲击磁铁结构进行了同轴线法阻抗测量，研究了内导体对结果的影响，验证了同轴线法测量的有效性。
粒子加速器中真空元件的阻抗是引起束流不稳定的重要原因。基于储存环的新一代同步辐射光源的设计发射度更小，相应地要求更小的真空盒孔径，进而带来阻抗的显著增加，这就要求在设计阶段对真空元件的阻抗进行准确的评估和优化。阻抗测量是验证阻抗模型准确性的重要手段，而同轴线法是常用的实验室测量方法。对小孔径真空元件同轴线法纵向阻抗测量进行了研究，针对窄带阻抗元件，使用pillbox腔开展了相关的阻抗测量，研究了不同的内导体尺寸对于测量结果的影响，同时基于尾场模拟、散射参数模拟以及本征模模拟对测量结果进行了验证，模拟和测量结果符合很好，并证明原有的内导体导致谐振峰频移的理论分析应用于小孔径元件时存在偏差。此外针对非窄带阻抗元件，对条带冲击磁铁结构进行了同轴线法阻抗测量，研究了内导体对结果的影响，验证了同轴线法测量的有效性。
