由~(137)Cs,~(144)Ce和~(148)Nd为监测体测定燃耗中的辐照史校正方法

在通过测定~(137)Cs,~(144)Ce,~(148)Nd等裂变产物监测体浓度推算辐照燃料燃耗的方法中,需要裂变产物的平均裂变产额、(n,γ)俘获反应的修正量、放射性裂变产物的堆内衰变修正量,可裂变核素的平均裂变能量等参数。这些参数是同燃料的辐照历史密切相关的。本文介绍一种计算这些参数的方法、计算机程序概况和计算结果。本方法有下述特点:1.采用燃耗物理计算获得的可裂变核素核密度及裂变截面作为本程序的输入数据。2.采用燃耗值的初始实验结果反推燃料辐照期间的中子通量。3.精确计算了~(137)Cs和~(148)Nd两种监测体(n—1)衰变链和n衰变链中子俘获反应的修正量。从而提高了各种参数的精确度。对于浅燃耗天然铀辐照燃料的应用例,计算结果表明,~(137)Cs,~(144)Ce,~(148)Wd获得燃耗结果的修正量分别为 0.29%, 16.40%,-2.75%。本方法对燃耗结果可能引入的误差分别为±0.1%,±0.3%,±0.6%。     

CENTER燃料组件堆内辐照考验燃耗计算研究

为验证中国工程试验堆（CENTER）燃料组件设计,在燃料组件正式定型前需开展组件辐照考验,CENTER燃料组件在高通量工程试验堆（HFETR）内采用随堆辐照方式进行辐照考验。根据CENTER燃料组件特点,开展了HFETR辐照考验CENTER燃料组件燃耗计算方法研究,确定了CENTER燃料组件辐照考验堆芯物理计算采用镶嵌耦合方法。结果表明,燃料组件平均燃耗计算值与测量值偏差为3.25%,满足辐照考验要求。      

秦山核电站考验组件单棒燃耗测量

应用燃耗监测体法（以￣（１３７）Ｃｓ和￣（１４８）Ｎｄ为监测体）和重同位素比值法测量秦山核电站考验组件中２号元件棒的燃耗。沿元件棒铀向不同位置切割出７个切片作为分析试样。由￣（１４８）Ｎｄ监测体法和比值法得到的燃耗值相互符合得很好。￣（１３７）Ｃｓ法的结果却存在一些差别。根据燃耗轴向分布曲线计算出全棒平均燃耗值为２．５７×１０￣４ＭＷｄ／ｔ（Ｕ），误差１．７％。此外，还测量Ｐｕ的含量和同位素比值。     

秦山核电站考验元件辐照后燃料的晶粒长大及温度分布

文章介绍了秦山核电站考验元件辐照后燃料ＵＯ２的微观分析结果。用定量金相方法，结合晶粒长大动力学原理，计算出元件的中心温度，结果与ＦＲＡＰ－ＣＯＮ程序分析相符，以辐照后检验结果为基础，确定了评价国产燃料ＵＯ２辐照行为的参数Ｋ和Ｑ值。     

高阶预估-校正燃耗方法在压水堆组件计算中的应用

压水堆燃料组件输运燃耗耦合计算通常采用的是传统的预估-校正(PC)燃耗方法。然而,该方法本身的假设导致其存在一定的计算误差。为进一步提高燃耗计算的精度,本文针对传统的预估-校正燃耗方法的缺陷研究了改进的预估-校正燃耗方法,改进了对核反应率进行修正的高阶预估-校正燃耗方法,并在Bamboo-Lattice程序中进行了程序实现,对该方法进行了验证分析。结果表明:改进的预估-校正燃耗方法和高阶预估-校正燃耗方法在保证计算效率的前提下提高了燃耗计算的精度。     

秦山核电厂压水堆燃料元件综合考验

1985年1月到1986年12月,在中国原子能科学研究院重水研究堆上,为秦山核电厂压水堆燃料组件作了堆内考验。元件单棒平均燃耗和峰值燃耗分别达到27000MW·d/tU和34000MW·d/tU,已满足设计要求。文章描述了堆内考验的基本情况。重点讨论了考验参数并分析了初步试验结果。     

秦山核电厂压水堆燃料元件综合考验

1985年1月到1986年12月,在中国原子能科学研究院重水研究堆上,为秦山核电厂压水堆燃料组件作了堆内考验。元件单棒平均燃耗和峰值燃耗分别达到27000MW·d/tU和34000MW·d/tU,已满足设计要求。文章描述了堆内考验的基本情况,重点讨论了考验参数并分析了初步试验结果。     

秦山核电厂压水堆燃料元件堆内考验

秦山核电厂压水堆燃料元件堆内考验，在中国原子能科学研究院重水试验堆上高温高压考验回路中进行，组件平均燃耗２５０１０ＭＷｄ／ｔＵ。描述了考验组件结构及工艺制造、考验装置结构、辐照条件、考验参数（功率、燃耗）的确定，并对燃料组件、燃料棒、辐照装置堆内性能作了评述。     

HFETR燃料元件燃耗测定的重同位素方法研究

本文推导和研究了适用于高通量工程试验堆燃料元件燃耗测定的重要公式,并将ASTM E244的公式作了重要修改。燃耗值的不准确度可达到3％,与Nd标准方法最大偏差为2％,为重同位素方法使用提供了新公式。     

秦山核电站考验元件中^239Pu和^241Pu的测定

文章描述用双裂变电离室和ＨＰＧｅｒ谱仪测量辐照后燃料元件中和质量的原理及方法，并给出秦山核电站考验元件中和质量测量结果。     

用质谱法测定反应堆元件的燃耗

文章应用MAT-260质谱计测定了反应堆元件的燃耗。测量燃耗值的总误差为1.6—4.0%,与直接γ谱法和放化法获得的燃耗值在2.0%内符合。文中还给出了α_5值和燃耗值沿堆元件轴向的分布曲线。     

秦山核电厂燃料棒PCMI效应和包壳疲劳分析

用ＦＲＡＰＣＯＮ－２程序中二维有限元力学模块ＡＸＩＳＹＭ分析了秦山核电厂燃料芯块与包壳之间的机械相互作用（ＰＣＭＩ），给出了包壳局部应力的计算结果。根据ＬＡＮＧＥＲ＆Ｏ’ＤＯＮＮＥＬ疲劳寿命经验公式和ＭＩＮＥＲ法则，编制了疲劳分析程序ＦＡＴＩＧ－１，分析了秦山核电厂燃料包壳在负荷追随运行工况下的积累疲劳损伤因子，为秦山核电厂燃料元件的设计改进和安全审评提供依据。     

秦山核电厂ATWS及其处置研究

利用RELAP5/MOD2程序对秦山核电厂几种典型的ATWS进行了分析计算,对该厂主给水丧失ATWS后失去全部给水事故及其处置作了研究。结果可为秦山核电厂应急运行规程的研制提供技术依据。     

秦山核电站燃料考验组件在HWRR辐照考验前的物理性能测量

为测量秦山核电站燃料考验组件的物理性能,设计了专用实验组件。用直接测量芯棒γ活性的方法,成功地得到了组件功率与大堆功率的关系。用棒栅反应性曲线刻度了组件反应性及失水反应性。用活化箔法测得中子注量率以及芯棒间的功率分配。并采取措施,在满足组件考验热工条件的同时,实现了兼顾Mo-Tc的生产。     

用~(137)Cs为监测体的放化法测定核燃料的燃耗

本文建立了磷酸锆(ZrP)分离-铂氯酸沉淀分析核燃料溶液中~(137)Cs和~(134)Cs的程序,该程序适用于测定核燃料的燃耗。程序的精密度在±0.5％以内。用所测得的~(137)Cs计算的燃耗值与用~(144)Ce为监测体的结果在1.6％内符合。还测定了~(134)Cs/~(137)Cs放射性比与燃耗的关系,并给出了经验公式。也简述了有关的制源技术。     

秦山核电厂高压安注系统可靠性分析

文章用故障树分析方法对秦山核电厂高压安注系统的可靠性进行了分析。这项工作是采用西德反应堆安全研究所(GRS)研制的RALLY程序包进行的,内容包括系统不可用度计算、不确定度分析、统计评估以及重要度分析。有关分析结果为寻找秦山厂高压安注系统的薄弱环节、改进系统设计提供了参考依据。     

核电厂模拟器稳压器数学模型的研究

对北京核电厂模拟培训中心的压水堆模拟器稳压数学模型作了改进。原稳压器数学模型采用修正的平衡态模型，对于快速瞬变过程，不能满足模拟的逼真度要求。改进后的模型采用三区非平衡态模型，考虑了稳压器内汽泡上升、液滴下降和喷淋凝结等传热传质过程，实现了联机实时运行。