HFETR辐照石墨材料中子注量验证试验

钍基熔盐堆石墨材料辐照考验目标为:中子注量为5×10~(20)cm~(-2)(±15%)(E>0.1 Me V),堆内辐照试验温度650℃(允许偏差±50℃)。为了满足辐照考验要求,在高通量工程试验反应堆(HFETR)第92-I炉的K07孔道进行辐照验证试验。该验证试验辐照装置采用分段构成的型式,主要由辅助密封段、辐照试验段、气管组件3部分构成,辐照罐外围为去离子水,辐照罐内为惰性气体用于控制辐照试验温度。使用MCNP程序对各样品中子注量进行预示计算,同时在辐照装置阳面和阴面都布置了探测器进行中子注量测量。试验表明:在辐照试验过程中,在辐照装置调气系统最佳导热模式下辐照温度略高于上限700℃;利用MCNP程序预示计算中子注量结果为5.7×10~(20)cm~(-2)(E>0.1 Me V),而中子注量测量结果为4.83×10~(20)cm~(-2)(E>0.1 Me V),基本满足石墨材料辐照考验中子注量要求。     

HFETR辐照孔道内中子注量率敏感性分析

精确确定辐照孔道内样品中子注量率分布是开展辐照实验设计的基础,本文对HFETR辐照孔道中子注量率分布的重要影响因素进行了敏感性分析.结果表明,辐照孔道之间的影响随着孔道间距离的增大而减小,距离最近的孔道影响可达8％;考虑所有燃耗步求得的样品中子注量比只考虑中间燃耗步的更精确,两者偏差随着辐照注量的增加而减小,最大偏差达...     

HFETR材料辐照精细中子注量率谱研究

采用蒙特卡洛程序(MCNP)模拟计算高通量工程试验堆(HFETR)典型辐照孔道内样品精细中子注量率谱,包括轴向、径向中子注量率谱及172群中子能谱,分析其特点和变化规律,同时比较辐照孔道填充不同材料时的中子能谱。结果表明:不同孔道辐照相同材料及同一孔道辐照不同材料时,所得的能谱分布趋势和特点比较一致。在高能区,中子能谱近似为于裂变中子谱分布;在慢化能区,近似为费米谱分布;而在热能区,近似为麦克斯韦谱分布。     

高通量工程试验堆中子能谱计算

采用ANISN程序,DOT 3.5程序和组合几何全能区蒙特卡罗程序计算了HFETR中子能谱。计算中堆芯简化为由燃料元件、铍组件、铝组件和水层的同心环所组成。堆芯中心K11位置放置不同部件。对各种方案计算分析后,得到了HFETR最佳圆柱形热阱半径、超热中子谱表达式等有实用价值的结果。计算结果与已有的能谱和能谱参数实验值进行了比较,在误差范围内是相符的。     

高通量工程试验堆（HFETR）安全运行十周年

HFETR 自1980年12月16日达到满功率起,至今已安全运行十周年。十年来,本堆累计运行22炉,完成辐照试验任务47项,研制并生产了十多种高比活度同位素,获得了大量科技成果;同时,在反应堆运行与维修、堆物理、热工、辐照试验、辐照效应研究、辐射防护、环境监测与评价、放射化学、辅射加工等领域积累了较丰富的经验。运行十年的历史证实,HFETR 设计是成功的,不仅在辐照试验方面具有很大的潜在能力和灵活性,而且反应堆系统和重要安全设备运行安全可靠。目前,HFETR 正处在壮年时期,应加强开发利用,使其为四化,特别是为发展核电做出贡献。     

HFETR高注量率区辐照装置研制与应用

随着在役核电厂的延寿需求和新建核电厂设计寿命的提高,对核反应堆结构材料的辐照中子注量提出了更高要求,导致材料在反应堆内的辐照时间急剧增加,研发周期增长,无法满足工程进度需求。本文结合中国高通量工程试验堆(HFETR)的特点,成功研制HFETR高注量率区的辐照装置,解决了在Φ63 mm辐照孔道中辐照装置温度控制难题,大幅度缩短材料的辐照试验周期。     

高通量工程试验堆的前景展望

本文展望了高通量工程试验堆(HFETR)的发展前景。HFETR 开发利用的重点是核电站和动力堆燃料元件及材料的辐照试验,高技术核能领域课题基础研究。在同位素研制生产和源机配套应用、辐射加工方面,开拓反应堆综合利用的深度和广度。HFETR 应纳入国家科学发展规划,完善设施,作为国家实验室向国内外开放。     

高通量工程试验堆运行经验

介绍了 HFETR 十年运行中所积累的一部分实践经验,如最大允许功率的简化计算方法、控制棒间干涉效应及相对效率刻度、冷却系统改进后的特性及安全分析、运行中的失水监督等,最后,还对发生的事故及其处理方法作了简要介绍。     

高通量工程试验堆压力容器侧壁中子注量率计算

采用ＡＮＩＳＮ程序计算了高通量工程试验反应堆压力容器侧壁的中子注量率值，提出了一个简单而有效的延长压力容器寿命的方法，填加不锈钢屏蔽材料，结果表明：采用不锈钢后，ＨＦＥＴＲ压力容器的使用寿期可延长１．５倍。     

高通量工程试验堆换料方式研究

本文通过对 HFETR 小装载时加深元件燃耗的研究,提出了局部加料和倒料的方法。通过比较计算可选择出较佳的加料、倒料方案。第一、二炉运行实践表明,这种方法对进行元件燃耗特性的研究和提高燃料利用的经济性都是有益的。     

Albedo Analytical Method for Multi-Scattered Neutron Flux Calculation in Cavity

A simple formula which describes multi-scattered neutron flux in a spherical cavity was derived based on the albedo concept. The formura treats a neutron source which has an arbitrary energy-angle distribution and is placed at any point in the cavity.

The derived formula was applied to the estimation of neutron fluxes in two cavities, i. e. a spherical concrete cell with a 14-MeV neutron source at the center and the “YAYOI” reactor cavity with a pencil beam of reactor neutrons. The results of the analytical formula agreed very well with the reference data in the both problems. It was concluded that the formula is applicable to estimate the neutron fluxes in a spherical cell except for special cases that tangential source neutrons are incident to the cavity wall.     

基于改进变分节块法的共轭中子通量密度计算技术

共轭中子通量密度对于核安全和压水堆（PWR）中的探测器计算有着重要的意义,为了消除现有节块方法在处理由于控制棒移动带来的非均匀节块（包括非均匀的截面和不连续因子）时所造成的较大误差,本文提出一种改进的变分节块法（VNM）。确定了不同于前向方程的共轭节块方法的连续条件,不同于传统VNM在全局建立泛函,本文方法为每一个节块建立泛函;构建了含非均匀不连续因子的乘子项,以显式处理表面不连续的共轭中子通量密度;除共轭体中子通量密度、截面和表面分中子流密度外,将表面不连续因子展开为分段正交多项式来构造响应矩阵。含有非均匀节块的BEAVRS基准题数值结果证明,同传统VNM相比,改进的VNM可以将非均匀问题的有效共轭增殖系数和燃料区共轭中子通量密度偏差降低2个量级,有利于实现前向与共轭中子通量密度的高精度内积计算。     

关于HFETR辐照样品快中子积分通量计算的研究

快中子积分通量值的准确计算是材料辐照的重要工作之一。本文根据 HFETR 运行工况,详细地推导了快中子积分通量的计算公式,并用第十五炉的具体参数进行了验证,结果满意.     

启明星1号装置中子通量能谱与中子平均能量计算

启明星1号装置是我国研究ADS次临界中子学的一个快热耦合系统。本文用离散坐标法的程序TWODANT对启明星1号装置能谱进行分析计算。计算结果表明，启明星1号装置具有比较硬的中子能谱，可用以进行有关ADS的研究。     

辐照监督管中子注量率精细化模型计算方法研究

针对采用传统简化模型计算反应堆辐照监督管快中子注量率出现的计算结果与实测值误差较大问题,对计算模型进行改进,建立堆芯燃料组件内部结构的精细化计算模型,并将传统简化模型、改进的精细化模型的计算结果与实测值进行比较.结果表明,辐照监督管改进的精细化计算模型的计算结果相对于实测值的误差大幅降低.     

氟盐冷却高温堆精细中子通量密度分布计算方法研究

氟盐冷却高温堆(FHR)作为第4代核能系统,对安全性和经济性更加注重。FHR全空间中子通量密度的精细分布数据对于材料构件的辐照损伤计算、放射性源项分析以及辐射屏蔽设计等均有重要意义。针对这一需求,本文采用离散纵标(SN)方法为蒙特卡罗(MC)方法偏倚计算提供所需的源偏倚和权窗参数,使蒙特卡罗粒子均匀地分布于整个计算模型空间,从而有效降低中子通量密度分布计算的统计误差。在该方法的基础上,编写了耦合程序SN2MCNP,并使用该程序对FHR全空间的中子通量密度分布进行了精细计算。经对比验证,在同样的计算时间和统计方法的要求下,单独使用MCNP计算的结果中,只有30.1%的相对误差达到要求(10%),而使用SN2MCNP的计算结果中则有99.6%的相对误差达到要求(10%)。     

轻水反应堆燃料组件中子通量和功率分布的计算程序

本文介绍用穿透几率法计算二维轻水堆燃料组件内中子通量分布的两种计算模型和程序.在子区内及表面上中子通量采用线性空间分布近似,子区表面上角通量分别采用准 DP_1和 QP_1近似。对一些轻水堆组件基准问题作了验证计算。计算结果与 S_N、节块 S_N 以及积分输运理论等方法进行比较,其结果符合良好。这些程序可用于轻水堆燃料组件的计算。     

HFETR裂变中子转换器设计

为提高高通量工程试验堆(HFETR)局部快中子注量率,裂变中子转换器采用以含7%Mo的高裂变密度UMo合金作为燃料芯体的十字形燃料棒。转换器内62根燃料棒以三角点阵布置于63 mm外套管和24 mm内套管间,中心区域为20 mm的辐照孔道。采用蒙特卡罗计算表明,该转换器内辐照样品的快中子（E>1 MeV）注量率可达3.34×10¹⁴cm^-2•s^-1,较堆芯相同位置不放置转换器时高约40%。在HFETR设计流速和压力下,利用ANSYS/CFX程序分析得到,转换器最大允许功率可达2.4 MW,燃料棒芯体最大功率密度为8.007 kW/cm³。此时,燃料棒包壳温度为193.6 ℃,能满足HFETR的热工要求,不会产生流动不稳定。     

Method for Evaluating the Local Variation of the Neutron Flux

One method of evaluating the local variation of the neutron flux is described. By regarding the variations in nuclear reactors such as control rod motion, fuel shuffling and refueling as disturbances added to the material buckling, a one-group diffusion equation is solved using the perturbation theory in one-dimensional geometry. This method is applied to an inhomogeneous reactor, which has already been disturbed, where the disturbances are approximated by a number of square pulses small enough for the method to be applicable. Good results are obtained with this method for disturbances equivalent to a reactivity of several percent. Discussion based on several examples are presented on the errors introduced by larger disturbances.