热态反应性实时监测及重水堆光激中子本底源的确定

在反应堆运行过程中,实时监测堆内反应性的大小,对于保证反应堆的安全具有十分重要的意义。为此,我们发展了一用于实时监测热态反应性大小的FORTRAN程序,并在重水研究性反应堆(HWRR)上进行了实验。实验证明该程序能够实现热态反应性的实时监测。此外,我们还从对正常运行状态下的实时反应性值的统计分析得到了光激中子源本底的大小,为确定重水堆光激中子源大小提供了一个新的方法。实验结果表明,在正常闭环运行状态(11000kW)下,重水研究性反应堆(HWRR)的光激中子源本底的反应性当量为 1.09×10~(-3)＄。     

用脉冲源技术测量脉冲堆的反应性

一、引言 对于一个新型堆,在其正式投入运行之前,反应性的测量十分重要。本工作的主要任务是在脉冲堆首次零功率物理实验中测量其反应性,以验证堆芯设计参数。校核理论计算,探讨运行和实验技术,指导脉冲堆首次物理启动实验的安全运行,为脉冲堆正式投入运行提供实验参数。全部工作于1989年10月结束。     

中国实验快堆反应性温度系数理论分析和试验研究

利用CITATION程序对中国实验快堆（CEFR）反应性温度系数进行计算,同时与其他程序计算结果和实验测量值进行比较。CEFR反应性温度系数约为-4 pcm/℃,计算结果与实验值吻合较好。升温和降温过程的反应性温度系数测量误差约为11%,满足试验验收准则。测量结果可校核理论计算结果,同时为CEFR的安全运行和在换料情况下的反应性平衡分析提供参考数据。     

脉冲堆零功率物理实验

本文介绍了脉冲堆堆外零功率物理实验装置,给出了净堆临界实验、反应性、中子通量分布和动态参数等的测量结果。为验证脉冲堆物理计算方法提供了一套较完整的实验数据,并为大堆安全运行提供了必不可少的运行参数。     

5MW低温核供热试验站运行特性的实验研究

为了揭示5MW核供热堆的运行特性,进行了一系列实验,包括正常运行的扰动,负荷改变的跟随特性和反应性引入的过渡特性。实验结果表明:当负荷改变±40%和反应性引入2mk,在没有任何外部干预下,反应堆都能安全和安稳地过渡到另一个稳定状态。     

反应性反馈对并行通道流动不稳定性影响的实验研究

在核反应堆堆芯中由于存在固有反应性反馈效应,会发生耦合反应性反馈流动不稳定性,对反应堆运行造成不利影响。本文采用实验与理论相结合的方法,研究了反应性反馈(包括空泡反馈、温度反馈)对流动不稳定性的影响。采用计算机仿真模拟反应性反馈,分别在没有核反馈和有核反馈的情况下进行实验,研究了空泡反应性反馈系数(C_α)、慢化剂温度反应性反馈系数(C_t)对流动不稳定性的影响。通过实验研究,获得了反应性反馈对流动不稳定过程的影响规律。研究表明,C_α、C_t和元件时间常数(f_t)对流动不稳定过程及流动不稳定边界都有较大影响。     

铀棒栅临界实验装置安全控制部件价值的实验验证

<正>铀棒栅临界实验装置设计的安全控制部件有安全棒和调节棒,其是装置安全运行的关键。采用逆动态反应性计测量方法对所选定的安全棒和调节棒的反应性价值进行了实验测量,并与理论计算值进行比较,列于表1。表1中:理论计算值的标准差为0.012%;Δρ=实验测量值-理论计     

零功率实验装置中的周期测量

在零功率实验装置上,反应性是表征实验系统临界性的主要参数,该装置采用周期测量系统测量装置功率上升的二倍渐进周期,再根据渐进周期与反应性的关系得到系统反应性。通过装置上的运行实验表明;测量数据是可靠的。对零功率装置的周期测量系统进行了介绍。并阐述得到系统反应性的基本原理和过程。     

HTR-10燃料球和石墨球反应性当量测量实验

10MW高温气冷实验堆（HTR－10）是球床型反应堆，燃料元件的装卸和循环可不停堆，为了保证其安全运行，必须准确地知道燃料元件的装卸和循环过程可能引起的反应性变化，尤其是向堆芯装料时引入的反应性变化，HTR－10首次临界后对燃料球和石墨球的反应性价值进行了测量，本文介绍了燃料球和石墨球反应性当量刻度的方法，给出了初始装载截芯和空气气氛下的燃料球和石墨球反应性当量实验测量结果。     

微型临界堆芯硼中毒效应实验研究

介绍了利用硼中毒法测量微型临界堆芯硼中毒效应的实验研究结果。为了研究硼酸在该堆芯中的中毒效应,利用硼中毒法采用数字反应性仪和自动电位滴定仪及秒表测量了硼微分价值、堆芯临界硼浓度、堆芯后备反应性等。实验结果表明:实测值与理论计算值相符,结果可信;该实验结果可用于验证理论计算,也可为该堆型的带功率运行提供参考。     

TOPAZ-Ⅱ反应堆~(135)Xe小反应性计算方法研究

TOPAZ-Ⅱ反应堆的中子通量密度很低,这使其在运行过程中引入的135Xe反应性很小,其数值难以采用现有的蒙特卡罗程序进行计算。本文考虑了中子价值对反应性的作用,采用MVP-BURN程序对TOPAZ-Ⅱ反应堆的135Xe小反应性进行了计算。该方法可为其他类似反应堆的小反应性计算提供参考。     

西安脉冲堆反应性测量空间效应修正方法研究

反应性是反应堆重要的物理参数，在西安脉冲堆上增加反应性实时监测功能，能够为操纵员提供反应性实时大小和变化趋势，有利于其安全运行。逆动态方法以其实时性好、能测量任意反应性引入而被广泛应用于反应性测量，但由于控制棒的移动会导致中子注量率空间分布前后不一致，而出现偏差。本文对逆动态方法和静态空间效应因子进行了理论分析，给出了相应的计算方法；以西安脉冲堆为研究对象，使用蒙特卡罗（MCNP）程序计算了探测器三维空间的响应函数，同时计算了归一化节块功率密度，由此得到静态空间效应因子；最后在脉冲堆上进行了不同棒速下插控制棒实验，处理实验数据得到控制棒积分价值曲线。结果表明，进行空间效应修正是必要的，经修正后计算得到的控制棒价值曲线更稳定，计算结果与真实值误差更小。      

中国实验快堆压力和流量反应性效应测量实验研究

在中国实验快堆(CEFR)物理启动过程中,对CEFR压力反应性和流量反应性效应进行了测量研究,并进行初步的误差分析。实验中堆芯反应性测量分别使用周期法和逆动态法。实验结果表明：CEFR压力反应性为正反馈,主容器覆盖气体压力从5 kPa升高至50 kPa过程中引入约+20 pcm反应性,升、降压力过程测量结果的相对偏差小于10%;CEFR流量反应性为负反馈,一回路泵转速从150 r/min升高至989 r/min过程中引入约-49 pcm反应性,升、降流量过程测量结果的相对偏差小于10%。周期法和逆动态法的测量结果符合较好。初步误差分析的结果表明,实验结果的测量精度主要由冷却剂温度测量的精度决定。     

反应堆冷却剂pH对核电厂安全运行影响研究

pH影响着电化学腐蚀和金属溶解学的规律,所以研究pH如何影响压水堆核电厂的安全运行有重要意义。论文中将探讨:功率运行期间pH如何影响反应性的变化,建立数学模型并推导出反应性的pH系数,分析这种反应性效应的特点,结合核物理中核素共振现象,利用有效共振积分半经验公式,证明由理论分析得出的拟合曲线与实验结果一致。     

CENTER工程用反应性计

正为CENTER工程的零功率临界实验装置研制的数字反应性计已成功交付。该反应性计在中国核动力研究设计院的实验堆上进行了现场运行测试,结果良好,各项指标均满足对方的要求。现场测试的内容包括:设备自检、反应性实时测量的精确度检验、控制棒反应性价值刻度、较长时间运     

临界装置反应性加入速度测量系统设计

介绍了临界装置反应性加入速度测量系统的组成、原理及软件设计,并在临界装置上爆发脉冲实验时进行反应性加入速度测量。实验结果表明:该系统测量运行稳定、性能可靠。     

CEFR钠空泡反应性效应试验测量与计算分析

本文介绍了中国实验快堆物理启动试验中钠空泡反应性效应测量试验的试验程序及测量结果评估,测量结果显示中国实验快堆典型位置钠空泡反应性价值皆为数值较大的负反应性,结果符合试验验证要求,验证了组件瞬间堵流事故专设监测系统的信号基础。并对试验进行了计算分析,试验前的分析为试验提供支持,试验验证了计算分析程序系统。     

临界装置反应性加入速度测量系统设计

介绍了临界装置反应性加入速度测量系统的组成、原理及软件设计,并在临界装置上爆发脉冲实验时进行反应性加入速度测量.实验结果表明:该系统测量运行稳定、性能可靠.     

高通量工程试验反应堆毒物反应性分析

根据 HFETR 第一炉、第二炉的运行实践,本文分析了在不同工况下 HFETR 的毒物反应性特点,为了解 HFETR 的特性和安全运行提供了有用的资料.     

脉冲堆动态引发过程中初始反应性的测量

提出了脉冲堆动态引发过程中初始反应性测量的当量外推方法,由逆动态反应性测量系统、控制棒定位监测系统和裂变脉冲波形测量系统共同获得的数据而得到系统的反应性。此方法在裂变脉冲动态引发实验中成功地得到了应用,获得了初始反应性及其分布。