CARR堆芯容器断裂韧性辐照监督样品尺寸效应

CARR堆芯容器材料采用6061-T6铝。ASME CodeCase N-519阐明，由于中子辐照导致6061-T6铝脆化和降低延性，因此，对于使用这种材料的堆芯容器必须制定辐照监督大纲，用于监测材料力学性能变化，特别是断裂韧性的降低程度，以便进行安全评审和经济效益的权衡，从而合理地确定堆芯容器的使用寿命。为保证今后辐照监督试验的进行，     

熔盐实验堆MSRE堆芯罐和反应堆容器辐照损伤计算与分析

本文采用蒙特卡罗程序MCNP5对熔盐实验堆MSRE的堆芯罐和反应堆容器的中子辐照损伤量--原子离位数率(DPA rate)进行计算与分析。确定了堆芯罐和反应堆容器上的中子注量率分布,对其中中子注量率最大的区域进行详细的原子离位数率计算。计算显示堆芯罐和反应堆容器最大的原子离位数率均发生在内表面、堆中心平面处、θ角度在22°~34°之间的区域,最大原子离位数率可达3.90×10^-9s^-1,且快中子对原子离位数率贡献要大于热中子。研究结论对新概念熔盐堆设计和参数选择具有重要的实际意义。     

氧化和淬火过程中锆-4包壳的脆化特性

1前言 在反应堆假想设计事故中，保持燃料的完整性与在正常运行中一样重要。失水事故（LOCA）被认为是轻水堆（LWR）设计中最重要的潜在设计基准事故。当LOCA发生时，燃料组件温度上升，包壳经历由水和蒸汽混合物与包壳材料相互作用引起的氧化过程。经过一个时间的延迟，应急堆芯冷却系统投入，注入水以冷却堆芯，这样就不可避免地伴随有包壳发生热收缩。当变脆的包壳不再能承受内在应力时，包壳将会发生破裂，这将导致阻碍裂变产物释放的屏障丧失。为维持假想LOCA工况下的燃料完整性，     

5 启明星1#中子通量密度测量实验

启明星1#是由1个快中子能谱区／热中子能谱区耦合组成的堆芯和由外中子源来驱动的次临界系统。快中子能谱区在堆芯内部，热中子能谱区在堆芯外部，快区不仅能够提供快中子能谱，还可放大外中子源用于驱动热区，热中子能谱区主要用来能量放大以维持装置的链式裂变反应。在此装置上开展通量测量实验是为了了解这种新型快热耦合装置跟其它装置相比有何异同，分别用高压倍加器驱动产生的氘氚反应和镅铍外中子源研究整个堆的通量分布，以便于开展核嬗变研究工作。     

利用“启明星1号”开展嬗变的可行性分析研究

“启明星1号”是一个专门用于ADS研究的快热耦合装置。从堆芯向外依次为：快中子能谱区，超热中子能谱区，热中子能谱区。从理论设计上希望分别可嬗变MA、LLFP及输出能量。     

ADS次临界实验装置--启明星1#

文章介绍加速器驱动次临界系统（ADS）中次临界实验装置——启明星1#的设计目的、要求、结构和可开展的工作。启明星1#是由快中子能谱区和热中子能谱区耦合组成的堆芯和由高压倍加器氘-氚反应中子源来驱动的次临界系统。快中子能谱区处在堆芯内部，该区提供快中子谱，还可放大外中子源，以驱动热区；热中子能谱区处在堆芯外部，主要用来能量放大，以维持装置的链式裂变反应。     

CRP1000的IVR有效性评价中堆芯熔化及熔池形成过程分析

在发生堆芯熔化的严重事故后,通过容器外冷却将熔融物滞留在容器内(IV)是一种重要的核电站严重事故缓解措施.本文通过选取与IVR有效性评价相关的严重事故序列,用一体化严重事故计算程序进行堆芯熔化过程计算及下封头中熔池的形成过程分析,得出下封头中分层熔池的结构和成分及其对金属层热聚集效应的影响.通过有、无容器外冷却模型的对比计算,评价CPR1000堆型的IVR的有效性.结果表明:在下封头熔池的金属层所在的高度上存在明显的热集中效应;而容器外冷却能保证压力容器的完整性.     

CPR 1000的IVR有效性评价中堆芯熔化及熔池形成过程分析

在发生堆芯熔化的严重事故后,通过容器外冷却将熔融物滞留在容器内(IVR)是一种重要的核电站严重事故缓解措施。本文通过选取与IVR有效性评价相关的严重事故序列,用一体化严重事故计算程序进行堆芯熔化过程计算及下封头中熔池的形成过程分析,得出下封头中分层熔池的结构和成分及其对金属层热聚集效应的影响。通过有、无容器外冷却模型的对比计算,评价CPR1000堆型的IVR的有效性。结果表明:在下封头熔池的金属层所在的高度上存在明显的热集中效应;而容器外冷却能保证压力容器的完整性。     

反应堆堆芯容器在泄压冲击波作用下的应力分析

１０ＭＷ高温气冷堆是新一代的模块式高温气冷堆。为了分析其堆芯容器在大破口事故下的安全特性，本文研究了堆芯容器在破口泄压冲击波作用下的动态行为，给出了堆芯容器内外两侧的压差瞬变，以及堆芯容器内的应力瞬变，这些数据可为堆芯容器的安全分析和安全设计提供依据。     

堆内超临界水回路辐照装置物理参数模拟研究

堆内超临界水回路对我国超临界水堆燃料和结构材料的辐照腐蚀实验具有重要意义,辐照装置位于反应堆堆芯栅格,是超临界水回路的核心部件。采用MCNP程序模拟研究辐照装置的关键物理参数,并考虑超临界水热物特性对物理参数的反馈效应。计算得到辐照装置热中子注量率为4.72×10¹³ cm^-2•s^-1,快中子注量率为1.55×10¹⁴ cm^-2•s^-1,辐照产热率为14.7 kW,反应性引入为0.045%。     

核级石墨辐照变形对辐照应力和寿命的影响

石墨是高温气冷堆的堆芯关键结构材料,其机械性能,尤其是辐照后特性,对反应堆的运行安全至关重要.不同牌号的石墨在制备工艺上有较大差异,导致内部微观结构的不同,从而影响石墨的辐照变形.本工作通过对高温气冷堆堆芯侧反射层石墨砖的辐照行为进行数值仿真,分析不同石墨材料的辐照变形对石墨结构的辐照应力和辐照寿命的影响.结果表明,石墨结构的辐照应力和辐照寿命对石墨材料的辐照变形高度敏感.相关结论将为高温气冷堆堆芯石墨砖的结构设计提供重要的数值依据.     

热中子辐照提高YBCO和GdBCO超导材料Jc的研究

利用重水反应堆水平孔道热中子对熔融织构生长(Melt-Textured Growth)的YBa_2Cu_3O_(7-y)和GdBa_2Cu_3O_(7-y)超导材料进行辐照研究。前者共8个样品,热中子注量为3.7×10~(11)-1.4×10~(17)cm~(-2);后者共6个样品热中子注量为5.2 ×10~(13)-4.7×10~(16)cm~(-2)。样品辐照前后,用移动样品磁强计测量其磁滞回线并推算出临界电流密度进行比较。YBCO结果表明,当热中子注量大于10~(17)cm~(-2)时,J_c可增加一倍以上。GdBCO样品也有明显增加。在上述热中子注量范围内,J_c值增量随辐照注量增加而增加,并且高场时增加值比低场时更大。这可能是由于随着辐照注量增加,缺陷增多,钉扎中心密度增加,两钉扎中心的相对距离减小。这更有利于高场下的钉扎作用。     

秦山核电公司辐照监督管支承、定位结构改造

对反应堆压力容器材料进行辐照监督是保障压力容器在设计寿期内安全运行的一项重要措施。辐照监督管装有压力容器筒体及焊缝材料试样,用于监测压力容器的辐照损伤程度,以指导反应堆压力容器的安全使用,是堆本体重要的核部件。由于运行中堆芯吊篮的紧固件部分脱落需要进行维修。辐照监督管支承、定位结构改造是美国西屋公司承担的秦山核电公司堆芯吊篮修复的组成部分,     

CARR堆芯容器主筒体双道密封验证试验

CARR堆芯容器主筒体为反应堆冷却剂压力边界的一部分，它与膨胀节组件、重水箱组件等其它零件保证了压力边界的完整性。在本部分压力边界中，堆芯容器主简体和膨胀节法兰、重水箱下封头底座连接处的密封为压力边界最薄弱的部分，所以，此处的密封结构和密封圈的性能就尤为重要。为此，做了如图1所示的模拟验证装置。     

反应堆中心孔道辐照材料的中子与γ释热研究

反应堆辐照材料上中子与γ的释热率是该材料在堆中热工计算的重要输入参数.本文基于蒙特卡罗粒子输运程序(MCNP),计算了某堆首炉高热中子堆芯布置下,L12中心孔道中不同材料(水、T6061铝、单晶硅、不锈钢、锆合金)轴向的中子、γ释热率分布.计算结果表明,活性区轴向高度为0～1000 mm,中子与γ在材料上的最大释热率点...     

医院中子照射器中子束流出口处热中子注量率的测量

医院中子照射器是基于微型反应堆而设计的专门用于硼中子俘获治疗（BNCT）的核反应堆装置,其额定功率为30 kW。在堆芯相对两侧分别设有一条热中子束流和超热中子束流用于病人照射,在热中子束流内引出一条实验用热中子束流,用于瞬发γ法测量病人血硼浓度。本工作利用²³⁵U裂变靶和白云母探测片测量了热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子绝对注量率。结果显示,在30 kW额定功率运行时,热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子注量率分别为1.67×10⁹、2.44×10⁷和3.03×10⁶ cm^-2•s^-1。以上结果达到了BNCT设计要求,并能满足瞬发γ测量血硼浓度的要求。     

基于蒙特卡罗方法的引入中子阱结构板式燃料研究堆堆芯物理分析

对于研究堆,在堆芯功率不变的情况下,通过引入中子阱结构可大幅提高阱内热中子注量率峰值,同时这一结构的引入势必会对堆芯产生很大的影响,故需深入全面分析。本文参考国际上著名的研究堆,建立新型带有中子阱结构的研究堆物理分析模型,使用自主开发的堆用蒙特卡罗程序RMC探讨Be阱内热中子注量率峰值随阱外径的变化关系,并在该最佳Be阱尺寸下,比较无阱(Al)结构与Be阱结构堆芯热中子注量率峰值以及功率峰值因子。在堆芯热功率不变的条件下,Be阱结构内的热中子注量率峰值是无阱堆芯的2.6倍,而相应的功率峰值因子只提高了11%,这充分说明了引入中子阱结构是提高研究堆热中子注量率峰值的一种经济有效的方法。     

启明星1#中子通量密度测量实验

启明星1#是由1个快中子能谱区/热中子能谱区耦合组成的堆芯和由外中子源来驱动的次临界系统。快中子能谱区在堆芯内部,热中子能谱区在堆芯外部,快区不仅能够提供快中子能谱,还可放大外中子源用于驱动热区,热中子能谱区主要用来能量放大以维持装置的链式裂变反应。在此装置上开展通量测量实验是为了了解这种新型快热耦合装置跟其它装置相比有何异同,分别用高压倍加器驱动产生的氘氚反应和镅铍外中子源研究整个堆的通量分布,以便于开展核嬗变研究工作。在此装置上进行4种情况下的中子通量密度分布实验:1)空装载时的快区中子通量分布(利用镅铍…     

热中子辐照GaAs损伤研究

在热中子与快中子成份比大于７０的条件下，用６．５×１０１６ｃｍ－２和６．５×１０１８ｃｍ－２剂量水平辐照纯净ＧａＡｓ样品，研究由于嬗变产生的杂质和损伤。所得结果表明：热中子对Ｇａ、Ａｓ发生俘获核反应，其最终稳定产物Ｇｅ作为两性杂质元素被导入；复杂的移位缺陷形成及其热行为是影响辐照后ＧａＡｓ电学性质变化的重要因素。     

MJTR硅单晶辐照技术改进研究

为了具备8 inch（1 inch=2.54 cm）硅单晶辐照生产能力,同时进一步提高硅单晶辐照质量,对岷江试验堆（MJTR）硅单晶辐照技术进行改进研究。通过在辐照孔道增加中子屏布置改善硅单晶辐照的不均匀性,在辐照孔道外增加反射层布置提高辐照孔道热中子注量率,满足了8inch硅单晶辐照要求;同时对硅单晶辐照操作工艺进行优化设计,并对半自动辐照控制工艺进行了设计改进。硅单晶辐照技术改进后,每罐硅操作时间缩短了一半左右,辐照罐数可增加2%,辐照生产效率提升显著。