研究堆内材料释热率测量装置研制

为了探究材料释热率在研究堆孔道内的轴向分布规律,以高通量工程试验堆（HFETR）G7孔道为例,设计一种材料释热率测量装置。通过数值模拟方法得到释热率测量装置及试验段在载荷作用下的应变分布云图,采用物理计算得到量热计校对桥和测量桥的温度参数,并利用本装置在G7孔道开展释热率测量试验。结果表明,该装置整体结构满足强度要求,试验段量热计之间需加装保护管;计算得出样品、校对桥和测量桥的温度低于材料熔点,装置满足热工要求;试验测得的释热率值随堆功率变化规律性强,且不同材料在不同能量等级的γ射线环境下,对γ的吸收性是有区别的。因此,本装置可以作为HFETR释热率测量工具,为确定不同材料在堆内释热率分布情况提供保障。      

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。     

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。     

研究堆内不锈钢释热率的实验及模型对比分析

采用量热法,基于热平衡条件下的静态等温法测量了不锈钢在堆内的释热率,并探索不锈钢释热率随沿堆内活性区轴向高度的分布情况以及与堆功率之间的关系。同时,利用MCNP程序计算了相应的不锈钢的释热率,通过实验手段探索MCNP程序计算不锈钢释热率的准确性。研究表明:不锈钢在堆内的释热率与所处活性区位置以及堆功率密切相关;不锈钢的释热率沿活性区轴向近似呈截断余弦曲线分布;最大释热率位于反应堆活性区中心平面偏下约50 mm处,且与堆功率呈线性递增关系。在研究范围内,利用MCNP程序计算得到的不锈钢释热率较实际测量值平均偏大18.1%。从工程应用角度讲,MCNP程序所计算的不锈钢释热率对实际工程应用具有一定指导意义。     

高通量工程试验堆高γ释热区管型冷却辐照装置的试验研究

高通量工程试验堆(HFETR)活性区内材料的γ释热量大,把盛放样品的试验装置放入充满氦气的辐射孔道(干孔道)中,当反应堆运行在三分之一额定功率时,电站结构材料和生产堆用石墨等样品的γ热引起的温升已超过试验温度。为了解决HFETR在材料辐照中出现的这一问题,依据管型元件的传热原理,我们研制的高γ释热区管型冷却辐照装置已应用在材料辐照试验中。本文综述了用于HFETR高γ释热区材料试验的管型冷却装置试验技术,包括装置的系统、结构、热工和水力设计,试验结果与分析等。     

反应堆中心孔道辐照材料的中子与γ释热研究

反应堆辐照材料上中子与γ的释热率是该材料在堆中热工计算的重要输入参数.本文基于蒙特卡罗粒子输运程序(MCNP),计算了某堆首炉高热中子堆芯布置下,L12中心孔道中不同材料(水、T6061铝、单晶硅、不锈钢、锆合金)轴向的中子、γ释热率分布.计算结果表明,活性区轴向高度为0～1000 mm,中子与γ在材料上的最大释热率点...     

γ量热计及HFETR中γ释热率的测量

本文介绍了适用于高 γ 释热率测定的量热计设计及在高通量工程试验反应堆(HFETR)的G_7,辐照孔道中的 γ 释热率测量,其测量误差在±4.5%以内.     

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。     

高通量工程试验堆辐照试验能力和辐照试验技术

高通量工程试验堆(HFETR)作为我国在役运行功率最高的研究堆,是我国进行各种反应堆燃料和材料辐照性能研究的重要工具和平台。HFETR以动力堆燃料和材料的辐照研究为主,同时兼顾同位素生产等其他任务。HFETR辐照试验能力与其结构相关,包含静态容器辐照试验、仪表化辐照试验和回路辐照试验三种辐照试验形式。HFETR具有与各种辐照试验匹配的成熟的和应用经验丰富的辐照装置设计、辐照参数控制以及复合辐照环境控制等辐照试验技术。大量的材料和燃料辐照试验结果表明,HFETR现有的辐照试验技术能够完全实现受试件的辐照指标要求,并同时确保辐照试验开展以及反应堆运行的安全。     

HFETR 辐照空间应用的初步分析

高通量工程试验反应堆已经运行了14炉。本文通过 HFETR 运行期间的辐照试验研究,介绍了铍孔道、铝孔道、元件中孔、栅元位置、充水孔道和干孔道等空间在辐照上的应用。还介绍了高γ热对材料试验的影响及对策。     

CFETR先进小样品辐照胶囊优化与热工安全分析

中国聚变工程试验堆（CFETR）先进材料辐照考验样品所在胶囊结构较为复杂,其内部填充氦气,胶囊肋条尺寸、位置以及胶囊内部填充材料对样品温度影响大。基于STAR-CCM+程序建立CFETR先进小样品辐照装置内胶囊全尺寸模型,针对样品的目标温度,对胶囊的肋条和填充材料进行了调整。对于胶囊内整体样品释热率较低的情况,采用释热率较大的钨材料作为填充材料,可以明显提高整体样品温度;对于局部样品释热率差别较大的情况,调整局部肋条的尺寸和位置,能够很好控制样品间的温度,使样品计算温度满足目标温度范围。结果表明：采用上述方法进行优化后,样品中心温度能够满足目标温度范围,且满足入高通量工程试验堆（HFETR）辐照的热工安全,保证整个辐照任务能够顺利开展。     

HFETR辐照孔道中子特性研究

采用蒙特卡洛(MCNP)程序对辐照孔道中子特性进行研究,包括各辐照孔道E1.0 Me V时的中子注量率(φE1.0 Me Vf(29))与E0.625 e V时的中子注量率(φE0.625 e Vf(29))的比值k,辐照孔道阳面、阴面样品中子注量率比值,辐照孔道样品最佳布置高度。研究结果表明:高通量工程试验堆(HFETR)辐照孔道k值随轴向和径向变化不同,但平均变化程度一致;9#孔道阳面、阴面材料快中子注量率比值达1.43,而G7、K11孔道阳面、阴面材料快中子注量率比值相对较小,分别为1.21和1.18。综合考虑,对于P15孔道,辐照试验段样品布置区的高度可达500 mm;对于9#孔道,样品布置高度可适当增至600 mm。     

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。     

高通量工程试验反应堆第一炉活性区零功率物理实验

1977年完成了高通量工程试验反应堆(HFETR)第一炉活性区装载的零功率物理实验。本文介绍活性区装载的调整,活性区中子通量、γ照射量率和反应性等参数的测量结果。实验数据已供第一炉启动和运行使用,并用于校核了堆物理、屏蔽的计算方法和参数。     

采用~3He回路的功率跃增辐照装置物理特性研究

功率跃增辐照装置用于研究堆内进行燃料元件功率跃增试验(PRT)。对置于高通量工程试验堆(HFETR)中的PRT辐照装置,采用MCNP程序计算装置的中子学特性、各结构的释热率及其轴向分布;采用物理-热工耦合计算方法,结合MCNP程序和CFX程序,得到3He回路压力范围内燃料棒的功率变化。结果表明:3He气体层能显著削弱进入氦屏以内结构的热中子流,并降低装置及其周围的中子注量率;改变3He气体密度能显著地改变装置及其周围的中子场,有效地调节试验燃料棒的功率。燃料芯块释热功率随3He气体压力的减小而单调递增,其计算值与采用自然对数函数拟合的曲线吻合良好。     

HFETR辐照生产放射性63Ni材料能力研究

为实现放射性同位素63Ni的自主化生产，利用反应堆物理计算程序建立符合高通量工程试验堆（HFETR）实际运行的平衡堆芯物理模型，模拟在HFETR内4个典型位置处辐照天然镍靶和高纯62Ni靶生产放射性同位素63Ni的过程。结果表明，高纯62Ni为最合适的靶材，元件层铍中孔（K14）是最佳辐照位置；高纯62Ni靶生产高比活度的63Ni材料（≥5.55×1011 Bq/g）所需最短辐照时间为60炉段；辐照产生的放射性同位素63Ni中杂质核素含量低；辐照过程中K14位置的靶件芯体释热率最大，达到9.73 W/g。最后，本文提出了分段装载分段出堆的连续批量化生产方案设想，可为后续工程化生产线设计提供技术支撑。      

燃料试样堆内辐照温度设计与实验研究

为使燃料尽可能在最恶劣设计工况下进行辐照实验，开展基于高通量工程试验堆（HFETR）的燃料试样堆内辐照温度设计与实验研究。按照铀装量设计燃料试样在辐照装置内的位置，能够改善轴向燃料试样热流密度的不均匀性。HFETR主冷却剂低温状态下，在燃料试样外包覆液态铅铋合金和不锈钢能够实现燃料芯体及燃料包壳的高辐照温度指标。设计和实验结果表明，稳态和短期瞬态运行工况下，不锈钢盒表面辐照温度始终低于HFETR燃料元件包壳表面最高温度限值，满足反应堆运行和燃料辐照实验安全要求。为提高稳态运行工况下燃料试样的辐照温度，堆芯设计时应避免或降低由于反应性扰动造成的辐照装置内燃料试样短期瞬态功率影响，减小辐照孔道内燃料试样的热点因子。      

高通量工程试验堆栅元型随堆辐照装置的研制、试验与应用

高通量工程试验堆(HFETR)内的栅元型辐照装置具有较大的灵活性和适用性。几年来,我们使用这类装置开展了一系列材料考验及同位素生产工作。本文介绍了这类装置的设计思想、应用范围、结构特点和试验结果。可供进一步开展栅元型装置研制工作参考。     

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。