核爆发电问题中核燃料循环的中子学研究

计算物理 ›› 2006, Vol. 23 ›› Issue (5): 589-593.

核爆发电问题中核燃料循环的中子学研究

白云, 彭先觉

北京应用物理与计算数学研究所, 北京 100088

收稿日期:2005-05-10 修回日期:2005-07-27 出版日期:2006-09-25 发布日期:2006-09-25
作者简介:白云(1976-),女,陕西蒲城,博士生,从事粒子物理与原子核物理方面研究,北京8009信箱16分箱100088.
基金资助:
中国工程物理研究院科学技术基金(基金号2004Z0206)资助项目

Neutronic Performance in a Peaceful Nuclear Explosion Reactor

BAI Yun, PENG Xian-jue

Institute of Applied Physics and Computational Mathematics, Beijing 100088, China

Received:2005-05-10 Revised:2005-07-27 Online:2006-09-25 Published:2006-09-25

摘要/Abstract

摘要： 研究核爆聚变电站中的一类中子学问题——如何利用核爆炸产生的大量中子生产核燃料.首先,根据核爆中子场的特点,确定可以利用的中子能量范围.用慢化理论对慢化材料的厚度进行估计,并用MCNP程序进行数值计算.研究如何利用中子反照效应减少造材料层的厚度,最后提出一个较合理的造材料技术路线.

关键词: 中子行为, 和平核爆反应堆, 聚变爆炸

Abstract: The neutronic behavior in a peaceful nuclear explosion reactor is analyzed.²³⁸U and ²³²Th are used in the reactor to produce fission materials,²³⁹Pu and ²³³U. MCNP is used to calculate thickness of the neutron slowing down material C₂H₄.The thickness of ²³²Th is predicted in which the neutron capturing ability is above 50%.Considering the effect of reflected saving,the thickness of ²³²Th is reduced.

Key words: neutron performance, peaceful nuclear explosive reactor, fusion explosions

中图分类号:

TL32

白云, 彭先觉. 核爆发电问题中核燃料循环的中子学研究[J]. 计算物理, 2006, 23(5): 589-593.

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