重水研究堆光激中子强度——停闭时间特性研究

本文利用ORIGEN-ARP程序计算得到重水堆停堆后堆内γ源强,通过D(γ,n) H反应率与γ源强关系计算出重水堆停堆后光激中子源强水平变化。研究结果表明,重水堆停闭1 900 d后光激中子源强水平约为7.2×106n/s,比首次临界外加的Am-Be源强度高,物理启动无需添加外加中子源。     

反应堆物理启动提棒外推临界时考虑空间效应的修正方法

分析了反应堆物理启动提棒外推临界时,外推临界曲线经常出现外凸现象的原因.在消除中子源项方法的基础上,引入空间通量畸变因子的理论,提出了进一步消除反应堆空间效应影响的新的修正方法.利用该方法进行了实例计算,并将计算结果与反应堆物理启动的实际数据和采用消除中子源项修正方法的结果进行了比较.结果表明:新方法能更好地改善曲线外凸现象,用修正后的曲线进行临界外推,可以更加快速准确地确定临界棒位.     

秦山核电厂反应堆无源装料及启动

秦山核电厂的第5燃料循环和第11燃料循环,分别由于中子源强度衰减过多和没有外加的次级中子源,在反应堆装料和启动过程中存在堆外核测仪表的部分监测盲区。介绍了我国法规的相关要求以及秦山核电厂实现无源启动所采取的应对措施,结果表明,无外加中子源时反应堆启动的安全性能够得到保证。     

压水堆核电厂堆外源量程探测器计数率分析

压水堆核电厂启动过程中,次级中子源为堆外源量程探测器提供本底计数率,避免测量盲区,确保反应堆安全启动。但次级中子源的引入会为核电厂带来较大的经济和环境负担,同时也需承受次级中子源破损等带来的风险。为此,可使用受辐照燃料组件的自发裂变中子源进行替代,即无源启动方式。通过研究堆外源量程探测器计数率的理论计算方法,并基于运行电厂测量数据进行分析验证,为源量程探测器计数率的理论预估提供了较为完善的理论方法流程。本文结果可为无源启动源量程探测器计数率分析提供支持,同时也可用于次级中子源装载量或布置位置的优化分析等。     

压水堆核电厂堆外源量程探测器计数率分析

压水堆核电厂启动过程中，次级中子源为堆外源量程探测器提供本底计数率，避免测量盲区，确保反应堆安全启动。但次级中子源的引入会为核电厂带来较大的经济和环境负担，同时也需承受次级中子源破损等带来的风险。为此，可使用受辐照燃料组件的自发裂变中子源进行替代，即无源启动方式。通过研究堆外源量程探测器计数率的理论计算方法，并基于运行电厂测量数据进行分析验证，为源量程探测器计数率的理论预估提供了较为完善的理论方法流程。本文结果可为无源启动源量程探测器计数率分析提供支持，同时也可用于次级中子源装载量或布置位置的优化分析等。     

研究性重水堆中毒碘坑的分析

本文分析了中国科学院的研究性重水堆运行初期两次中毒碘坑实验值与理论值相差悬殊的原因。针对这些原因,在进一步的工作中考虑了重水堆的以下一些具体特点,因而得到理论与实验较为满意的符合:1.反应堆内控制棒栅的位置将影响自动调节律的效率;2.重水堆内光中子源的变化对测量反应性有影响;3.石墨层温度变化对自动调节棒电离室电流的影响;4.反应堆内中子通量分布不均匀,理论计算必须考虑这一影响。     

先进三代核电机组反应堆达临界方式及特性分析

介绍了先进三代核电机组如何在低中子注量率的情况下通过堆外核测量系统源量程探测器监视反应堆达临界，并对其达临界过程中探测器的计数率变化进行比照、分析。通过分析发现，在低中子注量率情况下，利用反应堆启动率（或周期）的变化能够实现对反应堆临界实现与否的判断。同时，利用相对中子源不同位置的探测器计数率的变化规律，能够监测反应堆逼近临界的程度。这一反应堆达临界方式可以在诸如无源启动等低中子注量率情况下得到应用。      

HFETR碘坑后沿启堆临界棒位的估算

本文研究高通量工程试验堆(HFETR)在碘坑内启动反应堆的问题。首先根据反应堆在碘坑内启堆时碘(135I)和氙(135Xe)浓度随时间变化关系推导出了氙毒引入的反应性随时间变化的解析表达式;接着针对HFETR某炉段进行研究,并结合冷却剂温度效应、燃耗及停堆前的棒位,给出估算碘坑后沿启动反应堆的临界棒位的方法;最后基于MATLAB软件开发用于估算碘坑后沿启动反应堆的临界棒位的程序。     

中国先进研究堆首次临界实验

首次临界对反应堆建设具有重要意义,标志着反应堆基本建成。本文介绍了中国先进研究堆首次临界实验的原理、方法、步骤和结果。在无参考堆,不进行零功率物理模拟实验的情况下,实验进程完全按理论计算的预期进行,向超临界过渡1次成功。实验结果与理论计算结果符合良好。     

跳源法测量ADS启明星Ⅱ号的次临界度及动态特性

本文主要利用²⁵²Cf外中子源驱动的ADS启明星Ⅱ号次临界装置来验证理论计算的次临界度及不同次临界度下的断束动态特性。简要介绍了利用跳源法在ADS启明星Ⅱ号上测量次临界度的原理、实验装置、测量系统、堆芯布置及实验结果等。实验通过变化堆芯燃料棒的装载来模拟3个次临界状态，即k_eff分别为0.99、0.98和0.97。实验结果与理论计算结果符合较好，验证了理论计算的正确性。经过实验验证的理论计算程序和核数据，为将来的中国科学院战略性先导科技专项--未来先进核裂变能ADS嬗变系统的次临界反应堆设计提供参考价值。