反应堆无二次中子源装料和启动

二次中子源在反应堆装料和启动时提供中子,使得源量程获得区别于噪声水平的有效计数,用于反应堆的临界监督。随着反应堆通量的提升,在多普勒点出现时,二次中子源对反应堆通量的影响可以忽略。乏燃料组件中锕系核素的自发裂变能够产生大量中子,低泄露装载模式下堆芯外围燃耗较深的乏组件提供的中子源强,也能够使得源量程获得有效计数。大亚湾核电厂的实践经验表明,取消二次中子源是可行的。取消二次中子源能够显著的降低核电厂的氚排放量,并节省大修关键路径。     

反应堆冷中子源中子物理学计算

用MCNP软件计算反应堆冷中子源,慢化剂室内平均中子注量率为6.69× 1013/cm-2.s-1,波长为0.4 nm和0.6 nm的冷中子增益因子～16和32.冷源慢化剂中正仲氢比例对输出的冷中子能谱有较大影响,而在3K范围内慢化剂温度变化对冷中子能谱的影响很小.计算结果表明,冷中子源性能达到基本设计要求.     

微型中子源反应堆中子谱参数测量

以Au、Zr和Fe为活化探测器,采用裸探测器法测量中国原子能科学研究院微型中子源反应堆的中子谱参数f、α、f_F和φ_th。内辐照座的α、f和f_F分别为－0.007±0.003、20.8±0.4、5.5±0.2。该方法对φ_th的测量结果与4πβ-γ符合法的一致,相对偏差小于2%。与SLOWPOKE相比,微堆有较高的α、f_F值。与已有测量数据的比较表明,微堆中子谱在很长一个时期内是稳定的,利用微堆作为中子源的k₀法中子活化分析不需中子注量率监测器,且比较器一经照射和测量后,可用于其后较长时间内所有分析的计算标准。     

二次中子源破损诊断方法研究与验证

压水堆核电机组使用的二次中子源存在破损风险,反应堆功率运行工况下无法对二次中子源的状态进行物理检查。根据二次中子源的活化特性将¹²²Sb和¹²⁴Sb作为诊断二次中子源破损的特征核素,对使用一回路冷却剂的γ放射性在线监测数据、一回路冷却剂中¹²²Sb和¹²⁴Sb的比活度诊断二次中子源破损的方法可行性进行了分析,设计了二次中子源破损诊断流程,并使用上述诊断方法对二代改进型1000 MW级压水堆核电机组二次中子源破损问题进行了诊断。验证结果表明,二次中子源破损后一回路冷却剂取样分析得出的¹²²Sb和¹²⁴Sb比活度变化趋势与核辐射监测设备监测到的一回路冷却剂γ放射性变化趋势在总体上吻合。因此,本研究提出的二次中子源破损诊断方法是有效的。     

压水堆二次中子源替代一次中子源的初步可行性分析

在反应堆一次中子源供应存在风险的背景下,为分析压水堆二次中子源替代一次中子源的可行性,计算了二次中子源在运行机组辐照一个循环后的中子源强,并基于某新建CPR1000反应堆首循环堆芯参数及装料顺序,计算装料过程中堆内外各中子探测器的计数率。结果表明,二次中子源在结束辐照后的4个半衰期（约240 d）内用于替代CPR1000反应堆首循环一次中子源可满足技术规范对中子探测器计数率的要求,证明压水堆二次中子源替代一次中子源具有一定可行性。      

反应堆启动中子源设计研究

采用蒙特卡罗程序(MCNP)对岭澳二期核电厂的反应堆启动中子源设计方法进行研究.研究结果表明,MCNP程序的计算结果与法国设计方案符合情况良好.通过调整启动中子源的布置位置,能够进一步降低中子源强,提高经济效益.     

微型中子源反应堆的运行性能

文章概要总结了我国自行设计、建造的原型中子源反应堆及相继建成并投入运行的７座商用堆的主要性能和运行特点。     

微型中子源反应堆改进方案研究

分析研究了使微型中子源反应堆延长单次运行时间的几种改进方案。研究与实验结果表明,在中心控制棒与堆芯原有结构保持不变,不超过安全运行限值的情况下,在侧铍反射层外附加弧形补偿板,再添加适当当量的顶铍片后,中心控制棒与补偿板联动,可使微型中子源反应堆一次连续运行时间大大提高．提高了微型中子源反应堆的运行性能。     

秦山核电二期工程反应堆中子源设计

介绍了反应堆堆芯中子源的功能,发射中子的原理以及秦山二期工程一次和二次中子源组件的结构和特点.     

反应堆冷中子源的调试运行

冷中子源装置利用14.5 K的低温氦气作为制冷剂。通过制冷系统的不停运转,将冷源氢系统内的氢液化。液态的氢充满着整个堆内部件系统的慢化剂室,使得其周围的热中子与液氢慢化剂进行能量交换,变为冷中子,再通过中子导管将冷中子输送到散射大厅各台谱仪上。冷源装置所有子系统调试运行的成功是获得冷中子的基础。在冷源调试中,氦制冷系统调试运行最为繁琐。着重介绍氦制冷系统在调试过程中遇到的问题及解决措施。     

一个拟建的反应堆冷中子源

为促进中子散射技术在我国的进一步发展,将在一座研究堆上建立一套中子散射实验装置。作为该实验装置的重要组成部分——冷中子源主要包括氢回路系统和氦制冷系统,其中氢回路系统采用单相液氢慢化剂、垂直自然循环的技术模式,这种氢回路具有很好的工作性能和安全特性。氦制冷系统提供的低温氦气在换热器中将冷中子源的全部热载荷带走。本文介绍了反应堆冷中子源的基本原理与布局,详细说明了其主要技术参数。     

微型中子源反应堆热工水力安全分析

微型中子源反应堆（简称微堆）是一种典型的罐池式反应堆,采用自然对流循环冷却。为研究微堆的安全性,对其额定功率运行以及事故工况下的瞬态热工水力特性进行了模拟。针对额定功率运行工况,采用CFD软件进行瞬态热工水力三维数值模拟,同时采用RELAP5程序进行一维计算,二者计算结果相符,表明了计算结果的正确性及额定功率工况的安全性。采用RELAP5程序对反应性引入事故进行了计算,计算结果进一步印证了微堆的自稳特性和固有安全性。     

反应堆动态参数的蒙特卡罗计算研究

介绍缓发中子有效份额(βeff)、有效中子代时间(Λeff)和本征值的概念及其蒙特卡罗程序计算方法。采用Prompt Method方法计算得到βeff;微扰法得到Λeff;采用瞬发中子密度衰减直接拟合法和间接求解法得到本征值;将各种反应性状态下的拟合得到临界c本征值,并与实验测量的c值进行比对,结果符合很好;并对动态参数蒙特卡罗程序计算的各种方法进行不确定度分析。     

中国实验快堆二次中子源初步设计研究

正为满足中国实验快堆(CEFR)物理启动经济性需求,研究设计二次中子源替代堆内~(252)Cf源的可行性。选用Sb-Be二次中子源作为设计目标,借鉴压水堆及快中子增殖堆Sb-Be中子源成熟的运用经验及设计方案,参照CEFR相关物理参数,研究设计了几种Sb-Be二次中子源组件辐照方案。运用基于蒙特卡罗方法的MCNP程序模拟     

济南微型中子源反应堆退役的放射性核素调查

对济南微堆反应堆容器上筒节、水池材料、水净化树脂及废物现场取样进行放射性核素调查,并详细介绍了对水池材料的调查。被调查的材料中放射性核素主要包括⁶⁰Co、¹⁵²Eu、¹³⁷Cs和⁵⁴Mn,反应堆容器正下方的池底材料中放射性核素活度浓度较高。调查结果表明：反应堆容器上筒节、堆水净化树脂及废物均为低放废物,部分水池材料也应作为低放废物进行剥离。调查采用标准物质GBW08304a进行质量控制,测量值与标准值在±15%内一致。     

脉冲中子源法测量铅基零功率反应堆Venus-Ⅱ次临界度

本文利用脉冲中子源法测量了铅基零功率反应堆Venus-Ⅱ在4种燃料棒装载情况下的次临界度,简要介绍了脉冲中子源法测量次临界度的原理、测量系统及实验结果等,通过面积比法分析了各探测器的计数率时间谱,确定了系统次临界度。测量结果表明,当系统有效增殖因数在0.94附近时,不同位置处的探测器测量结果之间呈明显差异。基于MCNP理论模拟计算,分别用空间修正因子和普适的微扰法对面积比测量结果进行必要修正,消除了空间效应对实验结果的影响。在系统有效增殖因数约0.94时,经修正的面积比法能精确给出系统的次临界度。本实验研究为ADS嬗变系统的次临界度精确测量提供了一种有效方法。     

二次中子源组件出堆后源项分析

<正>二次中子源组件可作为商业核电站的启动中子源,其工作原理如下。1)辐照过程:将Sb-Be芯块材料制作成组件装载到堆内辐照1个循环,其中~(123)Sb核素在中子辐照下发生(n,γ)活化反应生成~(124)Sb。2)衰变过程:二次源组件卸出堆芯后,利用~(124)Sb(T_(1/2)=60.20d)衰变放出的γ射线与Sb-Be     

取消二次中子源后的源量程可用性分析

本工作介绍了大亚湾核电站取消二次中子源的目的及理论计算分析源量程可用性的必要性。研究在缺乏一些重要数据情况下,如何通过数值模拟方法较准确计算出源量程的中子计数率。理论计算方案表明,可通过已有大修装料过程中实际测量所得的源量程中子计数数据,并结合相应的组件燃耗及源强数据来获取近似度因子,并以此校正蒙特卡罗理论计算出的中子通量和中子计数率。通过与实验值进行比较分析,验证了本方法的可行性,并给出与实验较相符的计算结果。