实验快堆停堆后衰变热特性

一引言无论反应堆是计划内停堆,或是事故工况下的紧急停堆,正确估算停堆后裂变产物的衰变热,对冷却剂丧失事故的安全分析、热量导出系统的合理设计、燃烧过的燃料组件的运输和冷却,以及对全面掌握实验快堆的特性,都有重要的参考价值。计算停堆后的衰变热,一般有两种途径。一种是用停堆后的衰变热积分实验曲线,进行指数多项式符合,然后用符合公式进行计算,这种方法有一定的局限性。另一种是累计法,此法单独处理堆中数百种裂变产物中的每一种裂变产物的衰变热,然后相加求得反应堆总的衰变热。累计法计算的正确性主要依赖于裂变产物数据的正确性,这些数据包括裂变产物产额、半寿命、分支比、衰变方式、发射β     

DF-VI装置分组β_(effi)参数计算

本文从动态参数 β_(eff)定义出发,计算了 DF-Ⅵ 装置六组缓发中子分组 β~(effi)值,从计算结果可以看出第一组的缓发中子效率最大,第四组的效率最低,所得结果有助于反应堆动态分析。     

快堆低密度区中子扩散系数D_z

本文在文献[2]的基础上,导出了低密度区为三区结构的轴向扩散系数 D_z 计算公式,并计算出三区结构几何尺寸变化对 D_z 的影响,最后给出芯部中心低密度区修正轴向扩散系数对 k_(eff) 影响的计算结果。     

DF-Ⅵ堆中心平均裂变截面比~(238)■_f/~(235)■_f计算

计算和测量反应堆芯部可裂变材料的平均裂变截面比,使有可能估算出堆芯部中子能谱的硬化程度。计算和测量~(238)U和~(235)U的平均裂变截面比~(238)■_f/~(235)■_f,就能估算出堆芯部~(238)U裂变阈1.4 MeV以上的中子份额。用固态核径迹探测器法已测得DF-VI堆芯部     

DF-VI堆中心不锈钢样品反应性计算

使用27群快中子截面参数和扰动理论,并对铁的非弹性散射截面进行修正,计算了 DF-Ⅵ 堆中心不锈钢样品的反应性值,计算结果接近测量值。     

快堆裂变产物的一些特性

本文讨论了快堆裂变产物的一些特性,指出了存在于快堆中的一些比较重要的裂变产物,得到的结果有助于快堆特性分析.     

快堆中轻元素和中等质量元素弹性散射的精确处理

本文用较新的数据,对快堆中存在的轻元素和中等质量元素的弹性散射作了多群精确处理。其中共振计算比较细致,共计算了 Na、Fe、Cr、Ni 等元素共振峰491个,并考虑了 p 波的贡献。计算给出了实验快堆正常芯部和模拟钠密度降低50%时的中子能谱,计算结果有助于快堆安全特性分析。