一、中子诱发铀裂变——一种新型的核反应（论文文献综述）
潘琬婷[1]（2021）在《利用高强度伽马源产生核同质异能素的模拟研究》文中进行了进一步梳理
杨辉[2]（2021）在《铁基合金辐照空洞组织演化及其应力效应的相场法模拟》文中研究表明铁基、铁镍基中高温合金具有优异的高温组织稳定性和抗辐照性能,常用作核反应堆堆芯高温高压高辐照环境下的服役构件。辐照产生大量的空位和间隙原子等辐照缺陷,温度和压力诱发辐照损伤组织,从而导致材料脆化、软化、肿胀等辐照效应,致使材料失效,威胁核能的安全利用。因而,辐照损伤的有效控制已经成为核反应堆安全的关键问题,揭示空位簇聚成空洞的演变规律并加以调控成为核材料安全服役的核心。辐照实验成本高昂、原位观测难以捕捉,鉴于辐照的特殊性,辐照实验难以满足对反应堆材料中微观结构演化的需求,相场方法能捕捉辐照诱导微观组织的动力学演变过程。本文针对铁基、铁镍基辐照空洞组织,采用耦合了速率理论的相场方法研究温度、辐照剂量、合金成分以及应力状态对空洞演化的影响。论文的主要结果如下。研究Fe-Cr合金空洞形成、长大规律以及温度与辐照剂量对空洞演化的影响,发现辐照剂量对材料中空洞的形核孕育期有非常大的影响,研究发现辐照剂量越高,空洞形核孕育期越短。孕育期与温度的关系较为复杂,相对低温时,温度升高孕育缩短,但当温度继续升高至较高温度时,孕育期延长。在Cahn-Hilliard保守场模型中引入平流项,模拟辐照过程温度梯度对于空洞迁移的影响。空位与间隙原子从低温区向高温区扩散,高温区空位浓度显着高于低温区,致使空洞在高温区优先形成。存在温度梯度时,由于热流的驱动空洞从低温区向高温区不断迁移,并且在迁移过程空洞形貌逐渐发生变化。研究发现空洞移动速度随着空洞半径的增大而减小。以Fe-Cr、Fe-Ni两种合金为例研究合金成分对材料中辐照组织的影响。Cr元素加入将抑制体系内空位产生及空洞的形成,Ni对空位簇聚有抑制作用并延长空洞形核孕育期,提升材料抗辐照性能。Cr和Ni元素的加入能极大地降低辐照诱导肿胀维持材料组织稳定和力学性能稳定,对比发现Cr元素的作用效果更显着。高压环境产生的应力场以及材料组织不均匀应力场叠加,影响空洞的形核、长大和分布。构建了耦合线弹性应变的相场方程,研究外加应力场以及位错应力场对核包壳材料中空洞演化的影响。空位在弹性应力作用下的偏向扩散,使空洞形貌发生变化。在外加应力与位错应力的作用下空位和间隙原子的扩散加速,空洞更容易形成,使得空洞的演化进程加速。
刘晓璐[3]（2021）在《低频动荷下铀尾矿库滩面裂隙与氡析出特征的试验研究》文中研究说明
任思琪[4]（2021）在《新型中子吸收材料Eu2O3-ZrO2/HfO2的制备及性能研究》文中进行了进一步梳理中子吸收材料在核反应堆中的作用是吸收中子,从而实现反应堆的启动、停堆和功率的调节。中子吸收截面高的元素有:B、Hf、Ag、In、Cd、Eu、Gd、Dy等,基于此获得应用的中子吸收体有B4C、Ag-In-Gd、含Eu材料和纯金属Hf。其中,B4C材料具有高热中子吸收截面、抗腐蚀能力强、低密度等优点,也存在易氧化、辐照肿胀等不足;Ag-In-Gd材料具有高热中子吸收截面、抗腐蚀好、加工性能良好等优点,也存在核反应价值下降快、辐照肿胀等不足;Hf具有高中子吸收截面、抗腐蚀性能好、加工性能好等优点,但也存在密度高、成本高等不足;Eu由于具有中子吸收截面大、服役周期长、辐照肿胀率低等优点,成为研究热点。由于金属Eu化学活性高、抗腐蚀能力较差,通常将Eu2O3与具有抗腐蚀性能的氧化物（如ZrO2/HfO2）复合并烧结成陶瓷材料,来改善材料抗腐蚀性等性能。本研究针对Eu2O3-HfO2/ZrO2陶瓷中子吸收体制造,深入研究了 Eu2O3-HfO2/ZrO2复合粉体制备中的共沉淀工艺、粉体成分对前驱体、烧结粉体形貌、物相结构和烧结特性的影响。本文主要取得如下研究成果。（1）以Eu2O3:HfO2/ZrO2=1:1、1:2、1:7陶瓷中子吸收材料为研究对象,探索并建立了制备Eu2O3-HfO2/ZrO2陶瓷中子吸收材料工艺路线:湿法共沉淀-高温煅烧-高能球磨-冷等静压-高温烧结,优化并获得了无裂纹Eu2O3-HfO2、Eu2O3-ZrO2陶瓷吸收体制备工艺参数。（2）本文以Eu2O3:HfO2=1:1、1:2、1:7的氧化物粉体为研究对象,研究了 Eu含量对Eu2O3-Hf O2粉体形貌的影响。结果表明:Eu2O3:HfO2=1:1的成分得到的粉体为Eu2O3和Eu2HfxOy的富Eu相;Eu2O3:HfO2=1:2的成分得到的粉体为Eu2Hf207;Eu2O3:HfO2=1:7的成分得到的粉体为HfO2和Eu2HfxOy的富Hf相;其中,铕的氧化物形貌为尺寸较大的规则状结晶体;Eu2HfxOy的富Eu相形貌为形状不规则的团聚体;Eu2HfxOy的富Hf相形貌为规则结晶的团聚体。并且,前驱体和烧结粉体晶体生长具有一定继承性。在配比符合Eu2Hf207化学计量比和铕过量情况下,氧化铕具有优先形核和生长趋势。（3）本文以Eu2O3:HfO2/ZrO2=1:7的陶瓷体为研究对象,测定了它们的导热性能、抗腐蚀性能及高温相稳定性。结果表明:两种陶瓷在25℃、400℃、800℃、1200℃均未发生相变,相稳定性好;Eu2O3:HfO2=1:7和Eu2O3:ZrO2=1:7的陶瓷在25℃热导率分别为1.455 W/（m·K）及1.525 W/（m·K）;在350℃热导率分别为1.381 W/（m·K）及1.344 W/（m·K）;在350℃超临界水下Eu2O3:ZrO2=1:7的陶瓷氧化增重为0.737%,Eu2O3:HfO2=1:7的陶瓷氧化增重为0.460%,均拥有良好的抗腐蚀能力,Eu2O3-HfO2的抗腐蚀能力比Eu2O3-ZrO2优良。
赵泽龙[5]（2021）在《加速器驱动的次临界系统质子中子耦合输运及燃耗计算程序系统开发》文中认为分离-嬗变策略可有效降低反应堆核废料的放射性危害,显着减小地质埋藏高放废物时的存储体积及处置时间,是乏燃料后处理的有力方案,而加速器驱动的次临界系统（ADS）是目前国际公认最有效的核废料嬗变处理装置。ADS系统以高能质子束轰击重金属散裂靶产生的散裂中子驱动并维持次临界堆的运行,可有效嬗变核废料中的次锕系核素和长寿命裂变产物核素。靶区及次临界堆芯物理计算是ADS靶堆参数设计及方案分析的基础,本文开发了自主的ADS质子中子耦合输运及燃耗计算程序系统,可作为靶堆物理计算分析的有效工具。论文工作中,首先完成了基于散裂反应程序和Open MC的靶堆耦合计算方法研究,并将采用NJOY2016程序制作的混合高能中子截面库IMPC-ADS应用于靶堆耦合计算中。首先基于ICSBEP临界基准题、Godiva球以及Ci ADS次临界堆芯模型完成了高能库的初步验证,然后采用OECD-ADS靶堆模型验证了上述靶堆耦合计算方法的可行性。其次,为满足靶堆耦合计算中的燃耗分析需求,首先自主开发了点燃耗计算程序IMPC-Depletion1.0。该程序采用TTA线性子链法和切比雪夫有理近似CRAM方法求解燃耗方程,支持衰变、定通量及定功率三种计算模式,与其它程序的参考计算结果基本一致。而后基于开发的点燃耗计算程序,采用Python3.6开发了输运-燃耗计算程序系统IMPC-Burnup2.0用于ADS燃耗计算。程序运行时由Python脚本将散裂反应程序记录的靶区散裂中子信息转为HDF5文件格式并提供给堆芯中子输运蒙卡程序Open MC完成燃耗步内相关物理量的统计,再调用IMPC-Depletion1.0点燃耗求解器计算燃耗栅元内的核素含量变化,在燃耗算法方面嵌入了BOS起步近似算法及PC预估修正算法。为了验证输运-燃耗计算程序系统,首先基于MOX栅元、VVER-1000 LEU组件以及OECD快堆燃耗基准题,完成了IMPC-Burnup2.0在栅元、组件及堆芯尺度下的燃耗计算验证,与其它机构计算结果对比良好。然后采用IAEA-ADS基准题和OECD/NEA MA燃耗基准题完成了ADS次临界堆的燃耗计算验证,keff变化曲线、核素含量等计算结果在其他机构参考值范围内,表明该程序可用于ADS燃耗分析计算。最后,为了进一步完善程序的质子中子耦合输运计算功能,采用INCL++5.1核内级联模型和ABLA蒸发退激模型,以及开源蒙卡程序Open MC,基于C++完成了质子中子内耦合输运程序IMPC-MC1.0的开发工作。该程序可完成质子散裂反应计算、中高能中子输运和其它次级粒子的全部输运过程。基于BNL-AGS实验,不同靶区材料的散裂反应计算以及JAEA 800MW铅铋冷却ADS靶堆模型完成了程序的可靠性验证。
陈刚[6]（2021）在《阵列式中子探测器的研制》文中提出伴随粒子成像（Associated Particle Imaging,API）技术基于氘氚反应产生的α粒子和中子之间的时间和空间相关性,进而利用时-空符合技术,可以消除大部分散射中子和环境中γ本底的影响,使其在特殊核材料、爆炸物、毒品以及生物武器等进行（三维）成像检测中具有较好的信噪比,由此,该技术被认为是目前高效的反恐手段之一。本团队所研发的API系统硬件主要分为四部分:中子发生器、伴随α粒子探测器、阵列式中子探测器和被测样品的三维旋转台。本论文以API的基本理论为指导,研制系统中所需的32个灵敏体积为100×100×50mm3的阵列式中子探测器。每个中子探测器敏感单元由10×10个体积为10.3×10.3×50mm3的EJ200塑料闪烁体组成,且每个像素间贴ESR全反射膜以光学隔离各个像素,避免闪烁光串扰并提高闪烁光的收集效率。每个中子探测器使用10×10个Sensl的6× 6mm2硅光电倍增管（Silicon Photomultiplier,SiPM）阵列与闪烁体像素间一对一耦合并配以Anger逻辑的读出电子学。具体的研究内容包括阵列式中子探测器的设计、加工以及探测器性能测试。具体探测器的设计如上所述。探测器的加工流程如下:1)使用锯片式切割机将塑料闪烁体切割成32个体积为115×115×50mm3塑料闪烁体模块;2)使用金刚石线切割机将每个模块切割成10片体积为115×10.15×50mm3塑料闪烁体;3)使用平面研磨机将切割后的320片塑料闪烁体研磨和抛光,研磨抛光后的体积为115 ×10 ×50mm3;4)使用UV固化胶将ESR全反射膜粘贴在抛光后的320片塑料闪烁体表面,并使用UV-LED固化系统固化,每10片塑料闪烁体用环氧树脂粘合一起,组合后的模块体积为115×100×50mm3;5)将组合好的32个塑料闪烁体模块沿着首次切割缝隙旋转90°,使用金刚石线切割机进行二次切割,重复研磨、抛光和粘贴反射膜的步骤,最终制作出32个阵列式中子探测器。为了固定32个阵列式中子探测器,设计加工了铝合金机械支架,其中中子探测器固定架以中子出射位置为圆心,1.2m为半径,沿着圆弧线制作成4行8列。探测器的性能测试采用22Na源代替中子源,通过CAEN-5730数据采集卡采集数据,用Anger逻辑对数据进行分析可知,中子探测器的位置分辨可达10mm。利用滨松R9420光电倍增和EJ200塑料闪烁体组成的探测器与研制的阵列式中子探测器进行时间分辨的实验设计。
张家磊[7]（2021）在《典型严重事故下放射性核素排放规律研究》文中进行了进一步梳理核能作为重要的清洁能源,在很大程度上已经融入了人类的生产生活之中,核电站的安全运行也成为了人们最为关心的问题,尤其是福岛核事故之后,核电安全成为了我国核电事业发展的首要条件。研究核电厂典型严重事故工况下,放射性核素的排放规律,尤其是安全壳发生旁通或者失效的条件下,放射性核素在环境中的排放规律,可以为核电厂严重事故应急预案的制定提供理论参考,对推进核电安全稳定发展具有重要的学术价值,对保障核电厂周围民众的生活环境和人身安全具有重要意义。以某核电站第三代反应堆—AP1000堆型为研究对象,建立放射性源项计算模型,计算出放射性核素堆芯初始值。选取三种核电厂典型的严重事故:大破口始发严重事故,蒸汽发生器传热管断裂始发严重事故和ADS阀门误开启始发严重事故,建立严重事故下一回路热工响应模型和放射性核素迁移扩散模型,编制程序输入卡,通过严重事故假设,计算出具体的事故进程,分析了严重事故下一回路热工水力响应,并选取氙、碘化铯和氧化锶三种放射性核素进行迁移规律的计算分析。针对三种典型严重事故中放射性核素的排放研究,可以看出,惰性气体类放射性核素主要在堆芯内释放,释放份额占比最大,且全部以蒸汽和气溶胶的形态存在,扩散强度大,在事故发生后几乎全部迁移至安全壳空间,并最终向环境释放;挥发类放射性核素主要在堆芯内释放,其化学性质活泼,主要以沉积附着在热构件上和溶于水中的形态存在,向环境中释放的比例较小,几乎全部留存在安全壳内;非挥发类放射性核素,主要以沉积附着在热构件上的形态存在,其释放进环境中的份额最少,均不超过1%。依托于三类核反应堆严重事故,对比了安全壳在未失效、早期失效和旁通三种下,放射性核素的排放结果。在安全壳未失效的情况下,三种放射性性核素排放进环境中的份额极小,但当安全壳发生早期失效或者旁通时,惰性气体类放射性核素几乎全部迁移至环境中,挥发类和非挥发类放射性核素排放进环境中的份额也会有所增加。结果证明安全壳的完整性对惰性气体类和挥发类放射性核素具有较大约束力,可有效阻止放射性核素向环境排放。针对所计算的结果,选取三种放射性核素向环境中排放的比例,与其他程序计算的相关事故结果进行比较,其结果对比误差均在可接受范围。
王政婷[8]（2021）在《伴随α粒子探测器研制》文中进行了进一步梳理近年来,伴随粒子成像（Associated Particle Imaging,API）技术是被屏蔽特殊核材料、爆炸物、毒品以及一些其它违禁物品三维（同位素）分布的无损检测技术。该技术的硬件主要由1)带有伴随α粒子探测器的DT中子管、2)样品旋转台以及3)阵列式中子、γ探测系统三部分组成,其中集成在D-T中子管上的伴随α粒子探测器是用来确定出射中子的空间角度和时间。该探测器的高空间分辨是这种成像系统具备高空间分辨能的前提;高时间分辨则可以提升该系统对于散射中子和γ本底的抑制能力和信噪比,因此,研发高位置分辨和高时间分辨的伴随α粒子探测器是API系统研发的关键之一。几十年来,伴随α粒子探测器种类发展迅速,从半导体探测器到闪烁体探测器,其中闪烁体的材料也历经塑料闪烁体、硫化锌闪烁体（ZnS:Ag）发展到氧化锌闪烁体（ZnO:Ga）和掺铈铝酸钇闪烁体（YAP:Ce）。这篇文章结合YAP:Ce闪烁体、石英玻璃光导和位置灵敏光电倍增管（PSPMT）,并采用Anger逻辑的读出电子学,设计制作了能够满足中子管工艺要求的伴随α粒子探测器。采用241Am α源和不同尺寸的空间分辨测试靶对其位置分辨进行了实验测量,通过改变石英玻璃光导的厚度得到了探测器最佳空间分辨所对应的结构参数,即石英玻璃厚度为5mm时,探测器的空间分辨最好,能够分辨出的栅条宽度小到0.7mm。在最佳结构参数条件下,利用Na-22放射源,并采用该探测器与快时间塑料闪烁体探测器的符合测量方法,测量得到其时间分辨为1.50ns。得到如此差的时间分辨的原因主要是由于实验中使用的数字示波器的采样率太低,1GSa/s。
韩亚飞[9]（2021）在《人体外骨骼机器人快中子屏蔽服研制》文中进行了进一步梳理核安全在国家安全中的重要性日益突显,其中涉核从业人员的辐射安全尤为重要。中核某公司某同位素生产线上存在大剂量伽玛射线和快中子成分,这对操作人员存在较高的健康风险。目前,市场上成品的快中子防护服较少且对特定中子能谱无针对性。为提高人员安全性,该公司委托本课题组研制一套对现场中子源项与150 ke V伽玛射线外照射剂量屏蔽率至少有45%的快中子防护服。本文利用人体外骨骼机器人负载防护服的技术,提高人体承载、行走能力,使防护服厚度与质量的设计上限控制在8 cm和40 kg以内。在质量及厚度限制下,利用蒙特卡洛程序MCNP5模拟研究复合屏蔽材料（含有碳、氢、硼、铅不同配比）对中子、伽玛辐照的屏蔽性能。然后,制备了各屏蔽试样、插件并测试了其均匀性能和力学拉伸性能,得到了性价比较高的铅硼聚乙烯屏蔽材料。根据屏蔽服设计图,加工了屏蔽插件,组装了防护服并与助力型外骨骼结合成了一套人体外骨骼快中子屏蔽服。最后,通过226Ra-Be中子源、241Am伽玛源的辐照剂量屏蔽率测试,验收合格。综上所述,得到以下结论:本论文:（1）在国内首次结合了快中子屏蔽服与外骨骼技术,研制成功了一台样机,为后续成熟机型研制积累了经验。（2）计算了在甲方给定的现场中子源项和150 ke V伽玛射线条件下,两种射线剂量屏蔽率至少45%时,C、H、B、Pb质量分数的最优配比为77.3%、12.7%、5%、5%。此时,铅硼聚乙烯的屏蔽厚度为4 cm,该厚度远优于甲方拟设计加工厚度,减轻了质量,增加了灵活性,节约了成本。（3）机械外骨骼的额定载荷40kg,工作时间1.5 h,静止时质量负载100%,动态时负载60%,行走速度3 km/h。
张立锋[10]（2021）在《Cu/M（M=Fe，V）纳米叠层材料的制备及性能研究》文中进行了进一步梳理纳米叠层材料作为一种新型的纳米结构材料,因其内部特殊的组分构成和微观形貌,而使其展现出诸多优异的性能,如高强度和硬度、良好的高温热稳定性以及抗离子辐照损伤等性能,因此有望在未来的航空航天、微机电系统、能源等领域得到普遍的应用,特别在下一代能源领域,纳米叠层材料被视为未来先进聚变堆建设的重要候选结构材料之一。在高性能材料的设计与制备方面,界面工程设计是开发具有良好力学性能和抗辐照性能结构材料的重要策略。然而,传统的制备工艺,如磁控溅射技术,难以制备大尺寸块体纳米叠层材料,这在很大程度上制约了纳米叠层材料的实际工程应用。鉴于此,本文采用改进后的正交累积叠轧焊（CARB）工艺结合适当的中间退火处理制备出了高强度和良好热稳定性的Cu/Fe、Cu/V纳米叠层材料,并对其力学性能、热稳定性和抗辐照性能进行了研究。通过CARB工艺制备出了单层厚度分布介于微米尺度到纳米尺度的不同层厚的块体Cu/Fe与Cu/V纳米叠层材料,所制备的Cu/Fe与Cu/V叠层材料的最小单层层厚分别可达30nm和20nm。微观结构分析表明,采用CARB工艺制备的块体Cu/Fe和Cu/V纳米叠层材料在微米尺度和纳米尺度下都实现了良好的Cu-Fe、Cu-V界面结合,相界面平整、锐利,层状结构始终保持较好的连续性与完整性,且二者的相界面在反复的叠轧过程中表现出极高的稳定性。此外,界面高分辨结果表明,在相界面处除了观察到规则的锐利界面外,还观察到了大量模糊的界面结构,即界面过渡区,这些界面过渡区的形成是由于轧制过程中严重塑性变形导致的不互溶元素的混合。就力学性能而言,Cu/Fe和Cu/V纳米叠层材料展现出了较高的强度与硬度,且材料的力学性能与其层厚存在着明显的尺度效应,即随着层厚的降低其强度和硬度不断增加。其中,层厚为30 nm的Cu/Fe纳米叠层材料和20 nm的Cu/V纳米叠层材料的强度和硬度远高于初始材料,纳米叠层材料的这种强化行为可从相界面强化的角度来解释。在热稳定性方面,Cu/Fe与Cu/V纳米叠层材料在500℃下退火1小时仍能够基本保持原有的力学性能,表现出良好的高温稳定性,通过微观结构分析发现,叠层材料内部高密度的相界面在高温下的微观结构稳定性是其具有良好热稳定性的根源;当退火温度继续升高后,材料的层状结构出现了明显失稳,在此过程中,晶界沟槽机制占主导作用。此外,Cu/Fe叠层材料在400℃退火1小时后出现了明显的退火强化现象,其强化机制被认为与界面过渡区的弛豫密切相关。最后,研究了不同温度下层厚分别为90 nm的Cu/Fe纳米叠层材料和40 nm的Cu/V叠层材料的He离子辐照响应特性和机理。在500℃,5 × 1016 ions/cm2辐照剂量下辐照后,Cu/Fe相界面的Cu一侧出现了垂直于相界面方向的大长径比的柱状空腔,这些较大长径比的空腔的形成是界面法线方向动力学因素（沿空位通量）和热力学因素（沿{111}面）共同作用的结果;此外,Cu/V纳米叠层材料在500℃,1 × 1017 ions/cm2辐照剂量下辐照后,由V层夹断而形成的Cu-Cu界面处产生了更大的空腔,而原始Cu-V界面处空腔尺寸相对较小,这是由于V层夹断后,相邻的Cu层向中心边界的空位通量较大,使得更多缺陷倾向于在Cu-Cu界面聚集,最终形成较大空腔。
二、中子诱发铀裂变——一种新型的核反应（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、中子诱发铀裂变——一种新型的核反应（论文提纲范文）
（2）铁基合金辐照空洞组织演化及其应力效应的相场法模拟（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 1 绪论 |
| 1.1 引言 |
| 1.2 辐照组织演化、辐照效应 |
| 1.2.1 辐照环境下缺陷的产生与演化 |
| 1.2.2 材料辐照效应 |
| 1.2.3 材料的辐照科学问题 |
| 1.3 强辐照对材料组织的影响 |
| 1.4 辐照缺陷对温度的敏感性 |
| 1.5 弹性应力对空洞的影响 |
| 1.6 计算方法在材料辐照问题中的研究 |
| 1.7 研究内容及意义 |
| 1.8 技术路线 |
| 2 相场模型与关键技术 |
| 2.1 相场法基本原理 |
| 2.2 速率理论与相场模型 |
| 2.3 辐照产生速率与复合速率 |
| 2.4 空洞保守场相场模型 |
| 2.5 相场模型的求解方法 |
| 2.5.1 有限差分法 |
| 2.5.2 傅里叶谱方法 |
| 2.6 物性参数 |
| 3 辐照剂量与温度对空洞演化的影响 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 温度对空洞演化的影响 |
| 3.3 辐照剂量对空洞演化的影响 |
| 3.4 温度场中点缺陷的演化 |
| 3.5 温度场下空洞动力学演化 |
| 3.6 本章小结 |
| 4 合金成分对于空洞演化的影响 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 Cr元素对空洞演化的影响 |
| 4.3 Ni元素对空洞演化的影响 |
| 4.3.1 Ni含量对空洞演化的影响 |
| 4.3.2 温度与辐照剂量对Fe-Ni合金空洞演化的影响 |
| 4.3.3 温度场对Fe-Ni合金中空洞演化影响 |
| 4.4 常用铁基、铁镍基材料中空洞演化 |
| 4.4.1 辐照工况下Fe-Ni-Cr合金中空洞演化 |
| 4.4.2 温度场对Fe-Ni-Cr合金中空洞演化影响 |
| 4.5 本章小结 |
| 5 应力场对于空洞演化的影响 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 应力场下的相场模型 |
| 5.3 外加应力场对于空洞的影响 |
| 5.3.1 应力场对二元合金中空洞演化影响 |
| 5.3.2 应力场对三元合金中空洞演化影响 |
| 5.4 位错应力场对空洞演化的影响 |
| 5.4.1 应力场对Fe-Ni合金中空洞演化影响 |
| 5.4.2 应力场对Fe-Ni-Cr合金中空洞演化影响 |
| 5.5 本章小结 |
| 6 结论 |
| 致谢 |
| 参考文献 |
| 攻读学位期间主要研究成果 |
（4）新型中子吸收材料Eu2O3-ZrO2/HfO2的制备及性能研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 1 绪论 |
| 1.1 引言 |
| 1.2 中子吸收材料 |
| 1.2.1 控制棒的控制原理 |
| 1.2.2 中子吸收材料的性能要求 |
| 1.2.3 中子吸收体材料的分类 |
| 1.3 含Eu吸收体材料 |
| 1.3.1 几种典型的含Eu吸收材料 |
| 1.3.2 含Eu吸收材料的制备工艺 |
| 1.3.3 含Eu吸收材料的研究现状 |
| 1.4 含Eu吸收体材料的设计与研究意义 |
| 1.5 主要研究内容 |
| 2 材料的制备及研究方法 |
| 2.1 原材料及实验所用设备 |
| 2.2 研究路线 |
| 2.3 粉体形貌成分测试 |
| 2.3.1 TG-DSC |
| 2.3.2 XRD成分分析 |
| 2.3.3 SEM形貌测试 |
| 2.4 陶瓷体性能测试 |
| 2.4.1 高温相稳定性测试 |
| 2.4.2 热导率测试 |
| 2.4.3 耐腐蚀性能测试 |
| 3 Eu_2O_3-ZrO_2/HfO_2复合陶瓷体的制备及工艺优化 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 Eu_2O_3-ZrO_2/HfO_2复合粉体制备 |
| 3.2.1 复合粉体共沉淀及干燥 |
| 3.2.2 共沉淀分体烧结及球磨 |
| 3.2.3 中子吸收陶瓷体压制烧结 |
| 3.3 共沉淀粉体成分组织结构研究 |
| 3.3.1 前驱体烧结性能DSC研究 |
| 3.3.2 共沉淀前驱体形貌特征 |
| 3.3.3 共沉淀分体化学成分均匀性 |
| 3.3.4 烧结粉体物相组成 |
| 3.3.5 烧结粉体比表面积和平均粒度 |
| 3.4 陶瓷体制备工艺优化 |
| 3.4.1 陶瓷提制备中存在的问题和技术措施 |
| 3.4.2 粉体预处理和陶瓷体烧结工艺优化 |
| 3.4.3 热压-退火工艺探索 |
| 3.5 本章小结 |
| 4 Eu含量对Eu_2O_3-HfO_2粉体相组成和形貌的影响 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 共沉淀法制备Eu_2O_3-HfO_2粉体 |
| 4.2.1 实验原料 |
| 4.2.2 实验过程 |
| 4.3 Eu_2O_3-HfO_2粉体物相结构 |
| 4.4 Eu_2O_3-HfO_2粉体的形貌研究 |
| 4.4.1 Eu_2O_3-HfO_2前驱体SEM形貌研究 |
| 4.4.2 Eu_2O_3-HfO_2烧结体SEM形貌研究 |
| 4.4.3 Eu_2O_3-HfO_2粉体形貌的继承性 |
| 4.4.4 Eu_2O_3-HfO_2粉体成分分布 |
| 4.5 本章小结 |
| 5 陶瓷体主要应用性能研究 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 陶瓷体理化性能研究 |
| 5.2.1 陶瓷体高温相稳定性分析 |
| 5.2.2 陶瓷体热导率测试 |
| 5.2.3 铕复合陶瓷体耐腐蚀性能研究 |
| 5.3 本章小结 |
| 结论 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间取得的学术成果 |
| 致谢 |
（5）加速器驱动的次临界系统质子中子耦合输运及燃耗计算程序系统开发（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 引言 |
| 1.1 研究背景 |
| 1.2 研究现状 |
| 1.3 论文内容 |
| 1.4 论文结构 |
| 第2章 理论计算方法 |
| 2.1 高能中子数据库制作 |
| 2.2 靶堆耦合计算方法 |
| 2.3 燃耗方程及其求解方法 |
| 2.3.1 Bateman方程 |
| 2.3.2 CRAM算法 |
| 2.3.3 线性子链TTA算法 |
| 2.4 散裂反应 |
| 2.4.1 散裂反应过程 |
| 2.4.2 散裂计算模型 |
| 2.5 本章小结 |
| 第3章 ADS靶堆耦合计算 |
| 3.1 混合高能中子数据库验证 |
| 3.1.1 ICSBEP临界基准题 |
| 3.1.2 Godiva球固定源计算 |
| 3.1.3 CiADS次临界堆中子学计算 |
| 3.2 OECD-ADS靶堆耦合计算 |
| 3.3 本章小结 |
| 第4章 输运-燃耗程序IMPC-Burnup2.0 的开发及验证 |
| 4.1 IMPC-Depletion1.0 计算框架 |
| 4.2 IMPC-Burnp2.0 程序计算框架 |
| 4.3 IMPC-Depletion1.0 点燃耗程序验证 |
| 4.3.1 核素衰变计算 |
| 4.3.2 定通量计算 |
| 4.3.3 定功率计算 |
| 4.4 IMPC-Burnup2.0 输运-燃耗程序验证 |
| 4.4.1 MOX栅元燃耗计算 |
| 4.4.2 VVER-1000 LEU组件燃耗计算 |
| 4.4.3 OECD快堆燃耗基准题 |
| 4.4.4 IAEA-ADS基准题 |
| 4.4.5 OECD/NEA MA燃耗基准题 |
| 4.5 本章小结 |
| 第5章 质子中子内耦合输运程序开发 |
| 5.1 粒子输运程序系统 |
| 5.2 程序算法 |
| 5.2.1 输运计算流程 |
| 5.2.2 物理过程实现 |
| 5.3 程序验证 |
| 5.3.1 散裂过程计算 |
| 5.3.2 耦合输运计算 |
| 5.4 本章小结 |
| 第6章 总结与展望 |
| 6.1 论文工作总结 |
| 6.2 创新点 |
| 6.3 研究展望 |
| 参考文献 |
| 附录 |
| 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 |
（6）阵列式中子探测器的研制（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题背景及研究的目的和意义 |
| 1.2 国内外研究进展 |
| 1.2.1 国外研究进展 |
| 1.2.2 国内研究进展 |
| 1.3 本文研究内容 |
| 第2章 中子探测器的构成 |
| 2.1 中子 |
| 2.1.1 中子的基本性质及与物质的相互作用 |
| 2.1.2 中子的探测 |
| 2.2 闪烁体 |
| 2.2.1 闪烁体选择 |
| 2.2.2 EJ200塑料闪烁体的基本特性 |
| 2.3 闪烁体光电探测器 |
| 2.3.1 光电倍增管与硅光电倍增管的特性 |
| 2.3.2 硅光电倍增管的工作原理和基本物理参数 |
| 2.4 本章小结 |
| 第3章 中子探测器的设计加工和测试 |
| 3.1 中子探测器的设计 |
| 3.2 切割设备的选择及特点 |
| 3.3 中子探测器的加工 |
| 3.3.1 切割机切割EJ200 |
| 3.3.2 平面研磨机研磨抛光EJ200 |
| 3.3.3 粘贴ESR反射膜 |
| 3.4 中子探测器的组装与测试 |
| 3.4.1 中子探测器的组装 |
| 3.4.2 中子探测器的测试 |
| 3.5 中子探测器时间分辨实验的设计 |
| 3.6 本章小结 |
| 第4章 结论与展望 |
| 4.1 结论 |
| 4.2 展望 |
| 参考文献 |
| 攻读硕士学位期间发表的论文及其它成果 |
| 致谢 |
（7）典型严重事故下放射性核素排放规律研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 主要符号表 |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 研究背景及意义 |
| 1.1.1 研究背景 |
| 1.1.2 研究意义 |
| 1.2 国内外研究现状 |
| 1.2.1 国外研究现状与发展动态 |
| 1.2.2 国内研究现状与发展动态 |
| 1.3 存在的问题和进一步的研究方向 |
| 1.4 所在团队研究基础 |
| 1.5 研究内容及方法 |
| 第2章 研究对象 |
| 2.1 引言 |
| 2.2 AP1000系统 |
| 2.3 几何模型 |
| 2.3.1 安全壳节点划分 |
| 2.3.2 冷却剂系统节点划分 |
| 2.3.3 堆芯节点划分 |
| 2.3.4 下封头节点划分 |
| 2.4 非能动安全系统 |
| 2.4.1 非能动堆芯冷却系统 |
| 2.4.2 非能动安全壳冷却系统 |
| 2.5 放射性核素 |
| 2.5.1 源项产生位置 |
| 2.5.2 放射性核素类别划分 |
| 2.5.3 放射性核素迁移路径 |
| 2.6 核电厂典型严重事故 |
| 2.6.1 大破口始发严重事故 |
| 2.6.2 蒸汽发生器传热管断裂事发严重事故 |
| 2.6.3 ADS阀门误开启始发严重事故 |
| 2.6.4 安全壳早期失效事故 |
| 2.7 本章小结 |
| 第3章 计算方法 |
| 3.1 引言 |
| 3.2 源项分析计算模型计算公式 |
| 3.2.1 点堆动力学模型计算公式 |
| 3.2.2 中子注量率模型计算公式 |
| 3.2.3 燃料转化比模型计算公式 |
| 3.3 放射性核素迁移模型计算公式 |
| 3.3.1 CORSOR模型 |
| 3.3.2 CORSOR-BOOTH模型 |
| 3.4 源项参数选取 |
| 3.5 初始工况及建模参数 |
| 3.6 计算流程 |
| 3.7 本章小结 |
| 第4章 大破口始发严重事故核素排放计算研究 |
| 4.1 引言 |
| 4.2 事故进程及热工响应计算 |
| 4.2.1 事故进程计算 |
| 4.2.2 热工响应计算 |
| 4.3 大破口始发严重事故下放射性核素分布计算 |
| 4.3.1 惰性气体类放射性核素分布计算 |
| 4.3.2 挥发类放射性核素分布计算 |
| 4.3.3 非挥发类放射性核素分布计算 |
| 4.4 破口位置对放射性核素行为影响计算 |
| 4.5 破口尺寸对放射性核素行为影响计算 |
| 4.6 安全壳早期失效对放射性核素行为的影响计算 |
| 4.6.1 安全壳压力变化 |
| 4.6.2 放射性核素释放至环境中的份额 |
| 4.7 计算结果验证 |
| 4.8 结果分析 |
| 4.9 本章小结 |
| 第5章 蒸汽发生器传热管断裂始发严重事故核素排放计算研究 |
| 5.1 引言 |
| 5.2 事故进程及热工响应计算 |
| 5.2.1 事故进程计算 |
| 5.2.2 热工响应计算 |
| 5.3 SGTR始发严重事故下放射性核素分布计算 |
| 5.3.1 惰性气体类放射性核素分布计算 |
| 5.3.2 挥发类放射性核素分布计算 |
| 5.3.3 非挥发类放射性核素分布计算 |
| 5.4 计算结果验证 |
| 5.5 结果分析 |
| 5.6 本章小结 |
| 第6章 ADS阀门误开启始发严重事故核素排放计算研究 |
| 6.1 引言 |
| 6.2 事故进程及热工响应计算 |
| 6.2.1 事故进程计算 |
| 6.2.2 热工响应计算 |
| 6.3 ADS阀门误开启始发严重事故下放射性核素分布计算 |
| 6.3.1 惰性气体类放射性核素分布计算 |
| 6.3.2 挥发类放射性核素分布计算 |
| 6.3.3 非挥发类放射性核素分布计算 |
| 6.4 计算结果验证 |
| 6.5 结果分析 |
| 6.6 本章小结 |
| 第7章 结论与展望 |
| 7.1 结论 |
| 7.2 展望 |
| 参考文献 |
| 附录Ⅰ ORIGEN程序输入输出参数符号及意义 |
| 附录Ⅱ 事故分析程序输入输出参数符号及意义 |
| 读硕士学位期间发表的论文及其它成果 |
| 攻读硕士学位期间参加的科研工作 |
| 致谢 |
| 作者简介 |
（8）伴随α粒子探测器研制（论文提纲范文）
| 摘要 |
| Abstract |
| 第1章 绪论 |
| 1.1 课题背景及研究意义 |
| 1.2 伴随α粒子探测器国内外研究进展 |
| 1.2.1 国外发展现状 |
| 1.2.2 国内发展现状 |
| 1.3 本文研究内容 |
| 第2章 伴随α粒子探测器原理 |
| 2.1 α粒子与物质相互作用机理 |
| 2.2 α粒子与靶物质原子碰撞方式 |
| 2.3 γ射线与物质的相互作用机理 |
| 2.4 闪烁体探测器的原理 |
| 2.5 伴随α粒子探测器的性能介绍 |
| 2.5.1 能量分辨率 |
| 2.5.2 空间分辨 |
| 2.5.3 时间分辨 |
| 2.5.4 耐高温性能 |
| 第3章 伴随α粒子探测器的研发 |
| 3.1 闪烁体的选取 |
| 3.2 光导的选取 |
| 3.3 多阳极光电倍增管 |
| 3.3.1 微通道板光电倍增管 |
| 3.3.2 位置灵敏光电倍增管 |
| 3.3.3 硅光电倍增管 |
| 3.4 多阳极光电倍增管读出电路 |
| 3.5 伴随α粒子探测器的组装 |
| 第4章 伴随α粒子探测器性能测试 |
| 4.1 多阳极光电倍增的测试 |
| 4.2 位置分辨测量 |
| 4.2.1 单事件测试位置 |
| 4.2.2 栅条法测试位置分辨 |
| 4.3 时间分辨测量 |
| 第5章 结论与展望 |
| 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 |
| 致谢 |
（9）人体外骨骼机器人快中子屏蔽服研制（论文提纲范文）
| 中文摘要 |
| Abstract |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 引言 |
| 1.2 核辐射环境分析 |
| 1.3 核辐射原理 |
| 1.4 中子防护服的研究现状 |
| 1.5 外骨骼机器人的研究现状 |
| 1.6 研究意义及内容 |
| 第二章 屏蔽复合材料的设计、制备及性能测试 |
| 2.1 辐射源项及防护原理 |
| 2.2 屏蔽材料性能及设计模型 |
| 2.3 碳、氢、硼、铅不同配比的屏蔽性能计算 |
| 2.4 试样和插件的制备 |
| 2.5 试样和插件的测试 |
| 2.6 本章小结 |
| 第三章 助力型机械外骨骼 |
| 3.1 外骨骼总体结构组成 |
| 3.2 外骨骼主要性能 |
| 3.3 外骨骼的使用 |
| 3.4 外骨骼的维护 |
| 3.5 本章小结 |
| 第四章 防护服组装及屏蔽性能测试 |
| 4.1 外照射防护服设计图 |
| 4.2 外照射防护服插件加工 |
| 4.3 人体外骨骼与外照射防护服的组装 |
| 4.4 人体外骨骼快中子屏蔽服的屏蔽性能测试 |
| 4.5 本章小结 |
| 第五章 结论与展望 |
| 5.1 结论 |
| 5.2 展望 |
| 参考文献 |
| 在学期间的研究成果 |
| 致谢 |
| 附录 A 试样和插件的力学拉伸测试数据 |
| 附录 B 插件、试样均匀性能测试 |
| 附录 C 关于背部护板、侧面护板、前胸护板、会阴护板的部分加工图纸 |
| 附录 D 人体外骨骼快中子防护服中子、γ 剂量屏蔽率测试数据 |
| 附录 E 人体外骨骼快中子防护服中子剂量屏蔽率 MCNP5 模拟程序 |
（10）Cu/M（M=Fe，V）纳米叠层材料的制备及性能研究（论文提纲范文）
| 摘要 |
| ABSTRACT |
| 第一章 绪论 |
| 1.1 引言 |
| 1.2 纳米结构材料概述 |
| 1.2.1 纳米晶材料 |
| 1.2.2 纳米晶材料的力学性能 |
| 1.2.3 纳米晶材料的抗辐照损伤性能 |
| 1.2.4 纳米晶材料在聚变环境中服役所面临的问题 |
| 1.3 纳米叠层复合材料 |
| 1.3.1 纳米金属叠层材料概述 |
| 1.3.2 纳米金属叠层材料的制备方法 |
| 1.3.3 纳米金属叠层材料的力学性能 |
| 1.3.4 纳米金属叠层材料的热稳定性 |
| 1.3.5 纳米金属叠层材料的抗辐照损伤性能 |
| 1.4 本课题的研究背景及内容 |
| 第二章 纳米金属叠层材料块材的制备工艺和研究方法 |
| 2.1 纳米金属叠层材料的制备方法 |
| 2.1.1 正交累积叠轧焊技术 |
| 2.1.2 初始原材料的选择 |
| 2.2 纳米金属叠层材料的微观结构表征方法 |
| 2.2.1 扫描电子显微镜分析 |
| 2.2.2 透射电子显微镜分析 |
| 2.2.3 离子减薄仪和聚焦离子束制样 |
| 2.2.4 X射线衍射分析 |
| 2.3 纳米金属叠层材料的力学性能测试方法 |
| 2.3.1 单轴拉伸测试 |
| 2.3.2 纳米压痕测试 |
| 2.4 纳米金属叠层材料的离子辐照测试 |
| 第三章 Cu/(Fe,V)纳米叠层材料的制备及微观结构表征 |
| 3.1 本章内容的研究背景 |
| 3.2 实验结果分析与讨论 |
| 3.2.1 Cu/(Fe,V)纳米金属叠层材料微米尺度下的微观结构 |
| 3.2.2 Cu/(Fe,V)叠层材料纳米尺度下的微观结构 |
| 3.3 本章小结 |
| 第四章 Cu/(Fe,V)纳米叠层材料的力学性能及热稳定性 |
| 4.1 本章内容的研究背景 |
| 4.2 实验结果及讨论 |
| 4.2.1 Cu/Fe纳米金属叠层材料力学性能与热稳定性研究 |
| 4.2.2 Cu/V纳米金属叠层材料力学性能与热稳定性研究 |
| 4.3 本章小结 |
| 第五章 Cu/(Fe,V)纳米叠层材料的抗辐照损伤性能研究 |
| 5.1 本部分内容的研究背景及意义 |
| 5.2 实验结果及讨论 |
| 5.2.1 Cu/(Fe,V)纳米金属叠层材料辐照前的微观结构 |
| 5.2.2 Cu/Fe纳米金属叠层材料的离子辐照损伤特性 |
| 5.2.3 Cu/V纳米金属叠层材料的离子辐照损伤特性 |
| 5.3 本章小结 |
| 第六章 全文总结与展望 |
| 6.1 全文总结 |
| 6.2 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 |
四、中子诱发铀裂变——一种新型的核反应（论文参考文献）
- [1]利用高强度伽马源产生核同质异能素的模拟研究[D]. 潘琬婷. 南华大学, 2021
- [2]铁基合金辐照空洞组织演化及其应力效应的相场法模拟[D]. 杨辉. 西安理工大学, 2021(01)
- [3]低频动荷下铀尾矿库滩面裂隙与氡析出特征的试验研究[D]. 刘晓璐. 南华大学, 2021
- [4]新型中子吸收材料Eu2O3-ZrO2/HfO2的制备及性能研究[D]. 任思琪. 北京有色金属研究总院, 2021(01)
- [5]加速器驱动的次临界系统质子中子耦合输运及燃耗计算程序系统开发[D]. 赵泽龙. 中国科学院大学(中国科学院近代物理研究所), 2021(01)
- [6]阵列式中子探测器的研制[D]. 陈刚. 华北电力大学(北京), 2021(01)
- [7]典型严重事故下放射性核素排放规律研究[D]. 张家磊. 华北电力大学(北京), 2021(01)
- [8]伴随α粒子探测器研制[D]. 王政婷. 华北电力大学(北京), 2021(01)
- [9]人体外骨骼机器人快中子屏蔽服研制[D]. 韩亚飞. 兰州大学, 2021(09)
- [10]Cu/M（M=Fe，V）纳米叠层材料的制备及性能研究[D]. 张立锋. 中国科学技术大学, 2021