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。     

中国实验快堆结构材料辐照装置设计

为在中国实验快堆(CEFR)上开展国产快堆包壳材料的辐照试验,进行了CEFR首个结构材料辐照装置的设计。材料辐照装置的创新设计基于CEFR的辐照条件和堆芯组件的基本结构,通过在辐照装置内部设置不同气隙尺寸的辐照罐,实现了在快堆不同功率稳态运行条件下(40%和100%额定功率)对材料样品不同辐照温度(450~600℃)的要求。辐照装置具有样品辐照温度与中子注量率的非在线监测功能,其结构具有通用性,能满足材料辐照标准试样最大装载的需要。通过对辐照装置进行热工分析和堆外的传热验证试验、流阻特性和结构稳定性验证试验,保证了辐照装置的设计能满足材料辐照任务的要求。     

模块式套管型随堆辐照考验装置的研制

为进行材料在高γ释热区的辐照考验,研制了模块式套管型随堆辐照考验装置(MTIR)。该随堆辐照考验装置具有辐照温度测量和调节功能,在高γ释热率条件下能够对试验段进行强化冷却。堆内验证试验表明,该装置能够实现材料样品的辐照考验指标,可使高通量工程试验堆(HFETR)内层辐照孔道得到有效利用,缩短材料堆内辐照试验周期,提高HFETR辐照能力。     

核电站用纤维保温材料辐照考验及微观分析研究

核电站反应堆内的保温材料由于长时间受到高温、中子辐照等因素的作用,性能会明显劣化,为了保证反应堆安全运行,研究其辐照性能十分必要。本文对秦山核电站提供的国产纤维布材料进行不同剂量水平的加速辐照,设计加工了一套带精确控温系统的辐照装置,保证辐照期间样品的温度为设定温度。通过研究不同温度对未辐照保温纤维布拉伸性能的影响,得出高温环境下其断裂强力有一定程度的下降。利用扫描电镜(SEM)等微观分析手段,分析了辐照剂量及温度对该纤维布结构和成分的作用。显微分析结果表明,经受过高温辐照考验后材料的成分含量、晶体结构均未发生明显变化,不同的试验温度会令样品断口产生一定差异。     

中子与γ射线辐照对B4C/环氧树脂屏蔽材料性能的影响

中子与γ射线辐照对屏蔽材料性能的影响直接关系到了核设施的运行安全性。本研究以B4C/环氧树脂屏蔽材料作为研究对象,对比了在1 MGy γ射线及叠加1.19×1015cm-2中子辐照两种辐照环境下屏蔽材料力学性能、断口组织形貌、特征化学产物及热稳定性能的变化规律。结果表明：持续约11.6 d的γ射线辐照及叠加持续约3 h的中子辐照后屏蔽材料力学性能持续降低,但均未降低到辐照前的50%以下,屏蔽材料在此条件下产生了辐照降解,但未发生失效。与单独的γ射线辐照相比,叠加中子辐照后屏蔽材料1H-NMR图谱δ=7附近峰的强度没有明显变化,说明未继续发生苯环上C-H键的断裂。屏蔽材料热失重50%质量损失温度T50%由辐照前的526.3℃降低到了γ射线辐照后的453.2℃及γ射线叠加中子辐照后的463.9℃,屏蔽材料辐照后热稳定性降低。     

反应堆压力容器材料中子辐照脆化研究

将国产反应堆压力容器(RPV)材料夏比冲击试样及0.5T-CT试样置于高通量工程试验堆中进行中子辐照考验,快中子(E1 MeV)注量为3.0×10~(19)cm~(-2)。由辐照前后夏比冲击试验得到材料的参考零塑性温度的变化量ΔRT_(NDT)为48℃,由辐照前后转变温度区的断裂韧性试验得到材料的参考温度ΔT_0为53℃,辐照脆化效应比较明显。采用由断裂力学方法得到的RT_(T0)代替RT_(NDT)作为表征材料辐照脆化的参数应用于RPV完整性评估,可以进一步挖掘RPV的安全裕量,提高核电厂的经济性。     

用于HFETR的材料辐照试验的新型装置

针对各种反应堆结构材料辐照样品的温度与中子注量要求，设计了一种适用于在高通量工程试验堆(HFETR)堆内进行材料辐照试验的新型辐照装置。本文简要介绍了该装置的结构特点、技术特点、辐照罐的设计以及测试系统与试验情况。目前，该装置已完成了多种材料的辐照试验，结果表明：装置具有温度调节范围宽(0-120℃)、系统调节能力强、安全可靠和出入反应堆方便等优点．完全能满足各种反应堆结构材料的高低温辐照试验要求。     

高通量工程试验堆(HFETR)材料辐照中子注量率计算方法验证

材料辐照考验是高通量工程试验堆(HFETR)的主要任务之一,辐照孔道内样品中子注量率的准确计算是进行材料辐照试验的前提。介绍了HFETR材料辐照中子注量率计算的方法,并利用P15孔道材料辐照的计算值与实测值进行对比,对比结果显示,计算值与实测值偏差为7.14%,满足材料辐照考验的预示计算要求。     

模块式套管型随堆辐照考验装置Ansys CFX热工分析

模块式套管型随堆辐照考验装置应用于高通量工程试验堆高通量区材料辐照试验。本文利用计算流体动力学(CFD)软件Ansys CFX对该装置试验段进行热工分析。分析表明,材料样品堆内辐照试验结果与热工分析结果基本一致,Ansys CFX的热工分析结果准确,可以应用于辐照考验装置设计。     

辐照装置中锆-4合金圆管高温变形的堆外验证试验

新型核燃料入堆辐照考验时，需要设计专用的辐照装置。将锆-4合金圆管用作辐照装置的高温承压部件时，需要考虑其长期在高温高压下运行时的变形，以防止其变形过大影响辐照装置的热工设计，进而影响辐照参数的稳定性和堆芯安全，为此在堆外对锆-4合金圆管开展验证试验。将锆-4合金圆管制成的试验件充至不同的内压，并通电加热至不同的温度，稳定考验一段时间，测量其外径的变化，重复5次，最终得到其在不同温度和环向应力下考验后的变形量。将试验结果中由氧化和蠕变导致的变形，分别与Leistikow-Schanz公式和Rosinger公式的计算结果进行对比，发现Leistikow-Schanz公式计算结果比试验氧化增重结果要大15%左右，而Rosinger公式计算结果与试验蠕变变形结果符合较好，验证了试验结果的合理性。对试验结果进行分析，认为锆-4合金圆管在外壁环向应力29.10 MPa和460～470℃的工况下可以较长时间的运行。     

1OMW高温气冷堆温度系数的测量和评价

在没有辅助热源的情况下,采用主氦风机循环和不大于500kw的核功率的联合加热方式加热堆芯并测量10Mw高温气冷堆的温度系数,用周期法测得石墨反射层平均温度从45.48℃到236.93℃过程中引起的反应性变化.同时,通过物理计算对测量结果进行评估,如果扣除氙毒和温度分布的影响,测量值和计算值是符合的.     

10MW高温气冷堆温度系数的测量和评价

在没有辅助热源的情况下．采用主氦风机循环和不大于500kW的核功率的联合加热方式加热堆芯并测量IOMW高温气冷堆的温度系数，用周期法测得石墨反射层平均温度从45．48℃到236．93℃过程中引起的反应性变化。同时，通过物理计算对测量结果进行评估．如果扣除氙毒和温度分布的影响．测量值和计算值是符合的。     

温度反馈阶跃反应性输入下的燃料元件温度场分析

对燃料元件的非稳态温度场进行分析计算.结合反应堆物理、堆芯元件传热和与温度耦合的物性参数,给出了物理数学模型.采用稳定的差分格式进行计算,获得了有温度反馈阶跃反应性输入条件下的棒状燃料元件温度分布和变化规律,计算结果的精度较高,对堆芯热工设计与运行安全分析有参考价值,特别对处于经常变工况的核动力反应堆更有现实意义.     

Temperature regulation and maneuverability of VVER-1000

The possibility of using coolant temperature changes (temperature regulation) as an additional control on energy release in the core of VVER-1000 reactors is examined. It is shown that it is desirable to use temperature regulation in maneuvering regimes of a power-generating unit of a nuclear power plant. Possible control algorithms using temperature regulation are presented.     

基于以太网的多协议温湿度采集系统研制

随着物联网的发展,国内外基于网络的温湿度采集系统并不少见,但很少有产品能适合高能物理领域的采集点多、通信距离远、传感器种类多、分布式采集的应用。在北京谱仪BESRI温湿度采集系统成功经验的基础上,重新开发了以单片机最小系统为基础的温湿度采集系统。该采集系统可连接的传感器有DS18B20、SHT75、0-5V电压输入信号,与计算机采用TCP/IP协议的通讯方式。同时,还开发了Windows系统和Linux系统下的驱动和配套监测软件。该系统使用简单,配置灵活,在高能物理实验的温湿度监测、工业监控、农业生产和畜牧业的环境监控、楼宇自动化等领域有很好的应用前景。     

Estimating Temperature Reactivity Coefficients by Experimental Procedures Combined with Isothermal Temperature Coefficient Measurements and Dynamic Identification

A method to evaluate the moderator temperature coefficient (MTC) and the Doppler coefficient through experimental procedures performed during reactor physics tests of PWR power plants is proposed. This method combines isothermal temperature coefficient (ITC) measurement experiments and reactor power transient experiments at low power conditions for dynamic identification. In the dynamic identification, either one of temperature coefficients can be determined in such a way that frequency response characteristics of the reactivity change observed by a digital reactivity meter is reproduced from measured data of neutron count rate and the average coolant temperature. The other unknown coefficient can also be determined by subtracting the coefficient obtained from the dynamic identification from ITC. As the proposed method can directly estimate the Doppler coefficient, the applicability of the conventional core design codes to predict the Doppler coefficient can be verified for new types of fuels such as mixed oxide fuels.

The digital simulation study was carried out to show the feasibility of the proposed method. The numerical analysis showed that the MTC and the Doppler coefficient can be estimated accurately and even if there are uncertainties in the parameters of the reactor kinetics model, the accuracies of the estimated values are not seriously impaired.     

高温气冷堆热工分析模型改进与堆芯温度场分析

更准确地模拟球床式高温气冷堆堆芯温度分布,是反应堆安全分析尤其是超高温运行研究中的关键问题之一。由于堆芯球流运动具有不确定性,石墨块和碳砖等结构材料采用散体布置,堆内冷却剂流道复杂,对热工水力准确模拟造成困难,可进一步优化。本文结合HTR 10的结构特点和流道特征,简要分析了堆芯传热过程,说明了在热工模拟中准确划分结构和流道对获取更精确的堆芯温度分布的重要意义。详细梳理了冷却剂流动路径,改进了在THERMIX程序下建立的HTR 10原有热工分析模型,更合理地模拟了堆芯冷却剂漏流行为,使得模型对堆芯冷却剂流动和传热过程的描述更准确。与试验数据对比,改进后的模型对堆芯外围系统的温度分布模拟准确性显著提升。计算结果表明,反应堆在额定设计工况下满功率稳态运行时,燃料和反射层最高温度均未超过材料的耐热限值。     

二氧化铀芯块的低温烧结工艺与高温蠕变研究

介绍二氧化铀芯块的低温烧结技术,研究使用低温烧结技术所制备芯块的高温蠕变性能。试验中芯块的烧结温度分为1073、1273、1473、1673 K,烧结时间为1、2、3 h。烧结温度为1673 K,烧结时间为3h时,获得的的芯块烧结密度最大,密度为10.41g/cm3。由低温烧结工艺获得的芯块晶粒尺寸为9.0μm,而采用传统工艺制得的芯块晶粒尺寸达到23.8μm。。在应力20~50 MPa,温度1673 K和1773 K,氮气氛保护的条件下进行蠕变试验,研究这2种芯块的高温蠕变性能。由试验结果可知,在堆芯环境下(10 MPa应力)2种晶粒尺寸的芯块蠕变速率有一定差异,比值约为3。晶粒尺寸9.0μm的芯块其蠕变速率可以由Nabarro-Herring和Hamper-Dorn模型计算,而晶粒尺寸23.8μm的芯块其蠕变速率可以由Hamper-Dorn模型计算。     

HFETR材料高温辐照试验温度控制技术研究

介绍在高通量工程试验堆(HFETR)中进行高温材料辐照试验的温度控制技术。利用哈氏合金材料辐照试验的测量结果与CFX程序的模拟分析结果进行检验,证明了相关温度控制技术的可行性和有效性。     

高温蒸汽电解制氢系统温度敏感性分析

通过电化学方法建立高温蒸汽电解制氢系统温度敏感性分析的数学模型,通过该模型对系统温度敏感性进行分析,并提出温度敏感系数的概念。定性的研究结果表明,在不同发电效率、电解效率以及热效率下,温度敏感系数均随着工作温度的增加而增大。这表明,系统总效率随着温度的升高而增大,且随着发电效率和热效率的增加,温度敏感系数也随之增大,但电解效率对温度敏感系数影响较小。定量的研究结果表明,工作温度为750～950℃的高温蒸汽电解制氢系统的温度敏感系数约为1.40,即系统工作温度分别为800和900℃时,由于温度升高而使系统总效率分别增加约10.5%和12%;相应的实际总制氢效率可分别高达55.8%和56.5％,约是常规碱性水电解制氢效率的两倍。