快中子临界装置状态参数监测单元设计

为满足快中子临界装置测控系统要求,采用虚拟仪表技术与智能化仪表相结合,设计了快中子临界装置测控系统状态参数监测单元,用于实时监测装置的运行状态。本文主要介绍了单元的结构与设计。测试结果表明,该参数监测单元改善了监测信号的抗干扰能力、可靠性和可维护性,满足系统人因工程需要,达到了预期要求。     

DF-VI快中子临界装置2号堆芯临界实验

DF-VI快中子临界装置在改造完成、堆芯发生了变化以后，进行了重新启动和一系列的实验测量。测量内容有：根据29次临界实验的数据对2号堆芯平均临界元件数和临界质量进行了计算；应用周期法和棒补偿法对控制棒价值进行了刻度；用逆动态反应性计对安全棒和安全块的价值进行了测量；对单根边缘元件价值和径向元件价值分布进行子测量。通过以上实验测量，确定了DF-VI快中子临界装置2号堆芯的主要安全运行参数。     

快中子临界装置电气贯穿件

介绍了用于快中子临界装置堆厅且不截断电缆的电气贯穿件,该贯穿件结构简单,便于电缆更换.贯穿件气密性试验和堆厅整体密封包容性试验结果表明,电气贯穿件的气密性优于设计指标,且使得堆厅整体密封包容性满足快中子临界装置正常运行和事故情况下的使用需求.     

ADS次临界实验装置--启明星1#

文章介绍加速器驱动次临界系统（ADS）中次临界实验装置——启明星1#的设计目的、要求、结构和可开展的工作。启明星1#是由快中子能谱区和热中子能谱区耦合组成的堆芯和由高压倍加器氘-氚反应中子源来驱动的次临界系统。快中子能谱区处在堆芯内部，该区提供快中子谱，还可放大外中子源，以驱动热区；热中子能谱区处在堆芯外部，主要用来能量放大，以维持装置的链式裂变反应。     

快中子临界装置数字化仪控系统研制

基于可编程片上系统、虚拟仪器、现场总线控制等技术,设计的快中子临界装置的数字化仪表控制系统能完成临界装置的启动、运行和停堆,可在线实时监测、计算、保存与查询临界装置的周期反应性、增殖反应性、功率、温度等状态参数,并完成异常工况下的报警和保护。2年多的运行表明该系统能很好地满足临界装置运行的要求。     

快中子临界实验宏观检验的发展趋势

提高快中子临界装置理论计算的精确性是未来发展的需要.本文综述了快中子临界实验宏观检验的起源、作用、检验方法、实验测量水平,概述了国内外研究情况,并结合我国的实际情况,给出了建议.     

241Am-Be中子源紧凑型屏蔽装置及辐照器设计

²⁴¹Am-Be中子源被广泛用于实验研究,为保护实验人员免受中子及γ射线照射,需要设计适当的屏蔽。利用蒙特卡罗方法计算中子透射不同材料后的能谱分布与剂量,优选各层屏蔽材料种类与厚度,设计一套²⁴¹Am-Be中子源紧凑型屏蔽装置。装置由内而外采用钨+聚乙烯+含硼聚乙烯+不锈钢进行防护,外表面周围剂量当量率H^*(10)低于10μSv/h,满足辐射防护要求。同时对装置内部热中子、超热中子和快中子注量分布进行研究,确定装置快中子和热中子输出通道最佳位置。在辐照装置同时开放快中子和热中子通道进行实验测试时,需要设置距离大于130 cm的控制区,以保障操作人员安全。     

3He半导体夹心中子能谱仪

介绍了3He半导体夹心谱仪的探头组件和电子学系统,开展了热中子调试,获得快中子临界装置上0.1-1.3 MeV的能谱数据.测量结果与6Li夹心谱仪在0.3-1.3 MeV范围非常符合,证明该谱仪用于测量快中子临界装置泄漏谱是可行的.     

DF-VI快中子临界装置运行年报

DF-VI快中子临界装置的运行、维护等工作严格按照运行质量保证大纲和各安全运行管理规程的要求进行,切实贯彻“安全第一,质量第一”的质量方针,在完成科研工作的同时,确保实现了安全运行,圆满地完成运行和实验研究工作,确保上等级事故发生率为零的目标。2005年,该装置共运行7次     

基于虚拟仪器技术的快中子临界装置周期测量单元设计

基于数据采集拟合法的原理,采用虚拟仪器技术设计了快中子临界装置的周期测量单元.介绍了单元的结构与设计.初步实验结果证明,与传统的窗式周期测量仪相比较,该周期测量单元改善了不确定性、抗干扰性、准确度和一致性,满足预期要求.     

Analysis of the axial fitting clearance between the fuel rod and the end seat in CIADS

The fuel assembly is key structure in China Initiative Accelerator Driven System, and the axial fitting clearance (AFC) for the fuel assembly design is an essen-tial subject of study. In this paper, different methods are used to calculate critical stress in cylindrical shells. Because the thermal expansion of fuel assembly outer tube is larger than that of the cladding of fuel rod, enough space should be reserved between the upper end plug and upper seat slot. The collapse critical compressive stress of the cladding is obtained numerically through ANSYS simula-tion calculation. The AFC range between the fuel rod cladding and the end seat due to the displacement of thermal expansion is given by the theoretical formulas and ANSYS buckling analysis. These provide a reference for the AFC design of the reactor fuel assembly.     

矩形窄缝通道轴向非均匀加热临界热流密度试验本体设计

矩形窄缝通道轴向非均匀加热临界热流密度试验研试验数据处理等,而试验本体的设计是试验研究能否正常开展的关键.因此,准确、合理的试验本体的设计,对于矩形窄缝通道轴向非均匀加热临界热流密度试验研究是非常重要的.本文介绍了矩形窄缝通道轴向功率按截断余弦分布的临界热流密度试验本体的设计方法和结果.试验采用电加热方式,通过改变试验本体沿轴向的壁厚来实现非均匀加热,本文还介绍了试验本体的绝缘措施,临界测量方法等.     

Fuel assembly design study for a reactor with supercritical water

The European concept of the High Performance Light Water Reactor (HPLWR) differs from current light water reactors in a higher system pressure beyond the critical point of water, as well as a higher heat-up of the coolant within the core and thus higher core outlet temperatures, leading to a significant increase in turbine power and thermal efficiency of the power plant. The motivation to develop a novel fuel assembly for the HPLWR is caused by the high variation of coolant density in the core by more than a factor of seven. A systematic design study shows that a square fuel assembly with two rows of fuel rods and a central moderator box is best to minimize the structural material, to optimize the moderator to fuel ratio and to reduce differences of fuel rod power. Using neutronic and thermal-hydraulic analyses, a detailed mechanical design of a fuel assembly of the HPLWR has been worked out. Moreover, concepts for the head piece, the foot piece, the steam plenum and the lower mixing plenum, including the lower core plate, have been developed to account for the individual flow paths of this reactor. These allow a leak-tight counter current flow of moderator water and coolant as well as uniform mixing of different mass flows. The assembly design concept can be used as a general key component for any advanced core design of this reactor.     

中国先进研究堆(CARR)工程燃料组件设计验证试验

中国先进研究堆(CARR)采用的燃料组件在国内尚属首次加工与使用。为了保证燃料组件的完整性和安全性,满足堆安全运行的需要,对燃料板和组件的结构稳定性、流致振动、临界流速、热循环、堆内辐照等进行了设计验证试验。结果表明,CARR燃料组件的设计和加工工艺是合理的,谈组件在反应堆实际运行条件下是稳定和安全的。     

WWER-1000燃料组件特点及棒弯曲分析

本文根据WWER-1000反应堆的设计特点及其运行实践,阐述了WWER-1000燃料组件的设计特点,并与西方压水堆燃料组件进行了相应的比较.重点分析论述了WWER-1000反应堆燃料棒弯曲的特点,以及在热工水力和燃料组件设计中是如何考虑棒弯曲效应的,进行了燃料棒弯曲对临界热流密度影响实验的研究.结果表明:WWER-1000燃料组件在整个运行寿期内的性能是可以保证的.     

六边形套管型燃料堆芯临界质量测量试验结果验证分析

为验证核设计程序对燃料组件、铍组件和铝组件的计算可靠性,对六边形套管型燃料堆芯（HCTFR）临界质量测量试验数据进行了验证计算和偏差分析。通过分析不同位置铝组件的反应性差异,提出了新的近活性区铝组件计算模型,将铝组件近活性区布置方案的计算偏差从2.2%降低至0.1%,为堆芯核设计程序的工程验证奠定了较好的基础。      

上海光源的设备安装技术

国家重大科学工程——上海光源工程的主体是一复杂、精密的大科学装置，由成千上万、大小不一的设备组成，其中很多关键元件均应达到亚毫米量级的安装定位精度要求。在工程设计阶段，利用SolidEdge及UG等三维机械设计软件进行元件的设计及虚拟装配，避免了设备之间的相互干涉；在首批设备加工之后，实施了多次模拟安装，以查找设计缺陷，进一步对设计进行优化，为批量生产的批准提供依据；在工程安装阶段，利用激光跟踪仪、关节测量臂等三维准直测量仪器，保证设备之间0.2mm量级的安装精度，并提前3个月实现获得同步辐射光这一关键工程节点。     

Evolutionary design of reactor vessel assembly for liquid metal cooled battery

The Battery Omnibus Reactor Integral System (BORIS) is being developed as a multipurpose integral fast reactor at the Seoul National University. This paper focuses on developing design methodology for optimizing geometry of the liquid metal cooled reactor vessel assembly. The key design parameters and constraints are chosen considering technical specifications such as thermal limits and manufacturing difficulties. The evolution strategy is adopted in optimizing the geometry. Two objective functions are selected based upon economic and thermohydraulic reasons. Optimization is carried out in the following steps. First, selected design values are supplied to the momentum integral model code to evaluate steady-state mass flow rate and coolant temperature distribution of the reactor vessel assembly utilizing the thermodynamic boundary condition on heat exchanger calculated by the thermodynamics code. Second, the objective function values are calculated and compared against the previous results. The steps are repeated until an optimum value is obtained. Results of the improved design of the reactor vessel assembly are presented and their characteristics are discussed.     

控制棒组件缓冲结构缓冲设计方法研究

控制棒组件缓冲结构是控制棒的关键部件,本文针对一种既定结构的控制棒组件缓冲结构,对控制棒组件落棒缓冲效果开展了数值仿真计算分析。通过理论分析建立了一定的简化模型和控制方程进行数值仿真分析计算,获得了控制棒组件落棒冲击力的规律。本文的计算方法及结果可以指导控制棒组件缓冲结构的设计。     

浓缩铀柱形临界装置徒手装配临界安全检验

为完成徒手装配浓缩铀柱形临界装置临界安全检验实验,设计了基于薄膜装配的验证系统,以替代浓缩铀柱形临界装置上半部分结构。用MCNP程序计算了浓缩铀柱形临界装置上半部分及验证系统密合时的有效增殖因子keff。实验测得验证系统中心增殖不会超过12.50,满足徒手装配装置中心增殖限定值15的要求。实验结果表明,验证系统设计合理,徒手装配浓缩铀柱形临界装置是安全的。