CFBR-Ⅱ堆爆发脉冲关闭系数测量

介绍了CFBR-Ⅱ快中子脉冲堆的关闭系数的测量原理和方法.根据点堆模型,采用快响应的闪烁体探测器测量了多发脉冲的初始反应性和峰功率,并由两个参数拟合得出CFBR-Ⅱ堆爆发脉冲的关闭系数为8.06×10-18＄/f.     

CFBR—Ⅱ堆反应性温度效应分析

根据单群微扰理论分析了CFBR-Ⅱ堆反应性温度效应,给出了CFBR-Ⅱ堆在稳态和脉冲两种运行工况下的反应性温度系数的理论计算公式,分析和讨论了影响CFBR-Ⅱ堆反应性温度系数的各种因素。结果表明：CFBR-Ⅱ堆稳态和脉冲反应性温度系数均为负值,其值各不相等;CFBR-Ⅱ堆稳态反应性温度系数取决于堆体的结构尺寸及材料组成、堆体各部件之间以及堆体与堆外环境之间的换热条件,与稳态运行功率无关;堆脉冲反应性温度系数在整个脉冲过程中近似为常数,其值取决于堆体的结构尺寸及材料组成。     

CFBR-II堆反应性温度效应分析

根据单群微扰理论分析了CFBR-II堆反应性温度效应,给出了CFBR-II堆在稳态和脉冲两种运行工况下的反应性温度系数的理论计算公式,分析和讨论了影响CFBR-II堆反应性温度系数的各种因素.结果表明:CFBR-II堆稳态和脉冲反应性温度系数均为负值,其值各不相等;CFBR-II堆稳态反应性温度系数取决于堆体的结构尺寸及材料组成、堆体各部件之问以及堆体与堆外环境之间的换热条件,与稳态运行功率无关;堆脉冲反应性温度系数在整个脉冲过程中近似为常数,其值取决于堆体的结构尺寸及材料组成.     

压水堆堆外核仪表系统单点校刻法研究及应用

压水堆堆外探测器用于实时指示堆芯的功率水平以及轴向功率偏差，需要定期校刻保证指示精度，一般采用多点校刻的方式，多次移动控制棒及通量图测量，极大地影响了核电厂的经济性和安全性。因此，本研究提出了堆外核仪表系统的单点校刻法，将理论计算与实测数据结合，引入轴向功率偏移修正量和堆外探测器灵敏度系数，并利用堆芯分析软件模拟控制棒移动，最后确定堆外探测器的校刻系数。基于该单点校刻法，在压水堆堆芯分析程序SPARK中完成了功能开发，并采用M310机组多循环的实测数据完成了单点校刻法在工程应用中的验证。验证结果表明，本文提出的单点校刻法具有较高的校刻精度，与实测值对比，功率水平和轴向功率偏差的误差平均值分别为0.31%和0.16%。因此，该单点校刻法能够准确确定堆外探测器校刻系数，且能节省校刻时间，无需控制棒移动，有助于提升核电厂经济性和安全性，具有工程应用及推广价值。     

棱柱式超级安全气冷堆堆芯物理特性研究

棱柱式超级安全气冷堆是可作为可移动微型核电装置的先进堆型之一。为研究其堆芯物理特性，利用蒙特卡罗程序建立堆芯模型，设计出一种堆芯装载方案和反应性控制方案，研究了燃耗、功率分布、中子通量密度分布、中子能谱、温度负反馈等特性，并初步分析了氙震荡。研究结果表明，该堆芯可实现热功率5 MW、寿期3 a的设计；径向功率分布均匀，轴向功率分段呈凹曲线形式；中子通量密度水平较低；中子能谱受温度影响较大，受燃耗影响较小；温度系数受燃耗、温度影响显著，燃料、活性区石墨系数为负值，反射层石墨系数为小的正值，堆芯具备事故工况下仅依靠温度负反馈自动停堆的安全性。氙震荡幅度很小，满功率停堆的碘坑深度仅-110 pcm,堆芯稳定性好。     

脉冲堆功率分布及绝对功率的测量

本文简要介绍了在脉冲堆零功率实验装置上,利用“中子通量自动测量装置”进行的功率分布、中子通量不均匀系数和绝对功率的测量工作。     

切尔诺贝利反应堆设计的三大缺陷

【英国《原子》1991年5月号第12页报道】英国原子能管理局的格里姆斯顿认为,切尔诺贝利反应堆在设计方面有三个大的可能引起事故的缺陷:1.该堆具有空泡系数,并在低于满功率的20%运行时具有正功率系数。这使反应堆在低功率时容易失去控制。     

IRT—Sofia研究堆运行经验与老化效应对策

本文论及在处理研究堆老化效应上所做的努力，并记述了多年来在保持反应堆处于良好工况下必须的维修工作中所获得的主要经验。同时，还简单描述了在维护堆功率为２ＭＷ的情况下，所进行的改造项目。     

我国第一座脉冲堆稳态运行试验

本文简要地介绍了我国第一座脉冲堆稳态运行试验方法和设施,给出了冷态和热态以及不同功率下的临界棒位,并给出了反应性、中子通量、功率系数、平衡氙毒和碘坑的测量结果,提供了一批有价值的工程试验数据。本堆实现了1MW 稳态功率运行,进行了连续72小时满功率运行,对反应堆的控制、保护、测量仪器及各系统和设备进行了考验。试运行结果表明:本堆性能良好,各项指标均已达到了设计要求。     

HFETR氙毒效应计算分析

使用数值方法并通过程序的改进完善,在高通量工程试验堆(HFETR)某炉次装载方案的基础上进行不同工况下的氙毒效应计算研究,得到HFETR以不同功率运行相同积分功率、以不同功率运行不同积分功率后紧急停堆的氙毒效应曲线。结果表明理论计算与HFETR实际运行工况相符,对HFETR安全运行具有指导意义,本文计算研究结果已成功应用到HFETR实际运行中。     

混合堆增殖乏燃料组件中子学特性初步研究

本文主要对聚变-裂变混合堆增殖乏燃料在压水堆组件中使用的可能性进行了初步研究。根据聚变 裂变混合堆增殖乏燃料的特点,给出了的聚变-裂变混合堆增殖乏燃料压水堆组件设计方案,分析组件的燃料温度系数、慢化剂温度系数等参数。结果表明：聚变 裂变混合堆乏燃料组件的特性与全铀组件的特性相似。在相同的易裂变同位素质量百分比情况下,本文给出的组件设计方案的功率不均匀系数更小。研究结果可为未来实现聚变 裂变混合堆和压水堆联合循环系统提供技术支持。     

伪随机法动态测量在 HFETR 上的应用

用伪随机振荡技术测量了高通量工程试验堆(HFETR)不同功率水平时堆的频率特性。叙述了实验原理、振荡方式的建立和数据获取方法。本文应用富立叶变换与相关技术原理对数据进行了三种方式的处理。根据实测频率特性结果,得到了自动控制棒价值和堆的功率系数。     

根据探测器读数拟合堆芯轴向功率分布的样条函数法

在大型反应堆运行过程中,随时监测堆内功率分布是十分重要的。为了做到这一点,一般是在堆内一定位置上安放若干探测器,根据探测器的读数,再进行一些数学处理来确定堆内的功率分布。这种数学处理应当满足三个条件。第一,用这种方法拟合所得的功率分布图象应接近堆内功率分布的真实图象,而不只是某个特定值(比如功率不均匀系数或功率轴向偏移)在容许的误差范围内。第二,计算功率分布的方法要比较简单,以便于在在线计算机上迅速得出结果。第三,方法的数学论证应尽可能完整。     

堆外核仪表系统(RPN)的预设效验系数理论计算

用蒙特卡罗方法及程序模拟给出了某核电厂堆内各组件(节块)对堆外探测器的响应矩阵。通过响应矩阵算出堆外探测器各节电流及堆外核仪表系统(RPN)刻度系数,进而得到堆芯热功率水平(Pr)及堆芯轴向功率偏差(△I)。过不同循环、不同氙振荡理论计算与实验对比,表明数值模拟是可行的,计算结果完全满足精度要求。     

基于JMCT的堆外核仪表系统刻度系数计算

以三维蒙特卡罗粒子输运程序JMCT为主要数值模拟工具,计算了某反应堆多个运行循环下的堆外核仪表系统（RPN）功率量程刻度系数。使用直接蒙特卡罗模拟方法、响应矩阵方法和伴随蒙特卡罗方法,得到了多组RPN刻度系数,通过这些系数计算出不同工况下的堆芯功率水平和轴向功率差,并与实测值进行了比对。结果表明,3种方法所得计算值与实测值的偏差均满足工程精度要求,其中伴随蒙特卡罗方法计算开销最小,验证了通过蒙特卡罗数值模拟得到RPN刻度系数的可行性。     

俄罗斯新一代VPBER—600非能动安全一体化反应堆

ＶＰＢＥＲ－６００非能动安全一体化反应堆，为新一代压水动力堆。该堆采用一系列的一体化反应堆自保护措施和高可靠性的非能动安全系统，利用负反应性系数实施功率的自限制和反应堆的自停堆，并可保证在各种事故工况下对余热的导出，确保了反应堆的安全性，适合在人口稠密地区的热电联供。     

田湾核电站线功率密度保护参数计算

田湾核电站(TNPS)堆内核测量系统的54个中子温度测量通道分成4组,每组通道将自给能探测器电流转换为功率并通过扩展计算获得全堆芯的功率分布。电流转换为功率的系数等参数由堆内测量系统上层服务器计算获得并传递给下层服务器。每个燃料组件最大线功率密度由周边影响区域内的4个中子温度测量通道计算的线功率密度值加权平均得到,权重系数与自给能探测器到周边影响区域内燃料组件的距离有关。本文阐述这种由自给能探测器电流计算线功率密度保护参数的方法。该方法简易、响应及时,且误差小于5.7%,已成功应用在田湾核电站运行机组的实时在线保护中。     

中国先进研究堆功率反应性系数测量

中国先进研究堆(CARR)功率反应性系数测量试验的目的是获得CARR堆芯满装载时功率反应性系数,为CARR安全运行提供数据参考。试验采用控制棒棒栅效率刻度法。3次试验的测量结果均为负值且与温度反应性系数不矛盾,满足验收准则的要求。文中对引起偏差的原因进行了深入分析,考虑到CARR日后运行的实际情况,选用第3次试验的测量结果为CARR堆芯满装载时的功率反应性系数。     

熔盐堆低功率工况下反应性引入事故初始条件敏感性探讨

熔盐堆低功率工况反应性引入事故中,不同的反应性引入速率将触发不同的停堆信号.同时反应堆初始功率和反应性温度系数等初始条件影响事故的进程,引起事故后果的差异.本文选取了7个反应性引入速率工况、25个初始功率水平和反应性温度系数的参数组合初始工况,分别讨论了这三个参数对事故后果的影响.分析结果表明:熔盐堆低功率工况反应性引...     

功率展平的压水堆乏燃料发电包层中子学初步研究

聚变裂变混合堆在增殖核燃料、嬗变长寿命核废料及固有安全性等方面具有较大优势,同时,它比纯聚变堆在工程及技术方面要求低,因此较聚变堆更易实现。本工作基于目前国际聚变实验堆（ITER）所能达到的技术水平,提出一种直接利用乏燃料进行发电的聚变裂变混合堆包层概念,利用在不同位置放置不同乏燃料体积分数的方法对燃料增殖区实现了功率展平。计算结果表明：功率展平后的包层功率不均匀系数更小,且包层中燃料区的能量输出要比不展平情况下的能量输出高约21.7%。燃料富集度到运行末期最大可达5.23%。从中子学角度初步论证了该包层的可行性。