钼锝靶件辐照装置堆外自然循环实验研究

钼锝同位素辐照装置的堆外热工水力研究,对于确定靶件的辐照参数和辐照安全具有重要意义,相关结果可为靶件的设计验证和入堆辐照提供技术支持。本文针对自主研发的钼得靶件辐照装置,设计了堆外传热实验台架,开展了钼锝靶件辐照装置堆外传热验证实验,对比分析了不同热流密度、不同模拟靶件外径、不同辐照装置结构等条件下实验段的温度分布。结果表明,辐照装置内导流管的设计可有效提高装置的自然循环能力,证明了所设计辐照装置的安全性。     

质谱法测定西安脉冲反应堆~(99)Tc嬗变率

热堆是嬗变长寿命放射性裂变产物的有效途径之一。西安脉冲反应堆属于低中子通量热堆(满功率运行时热中子通量密度为4.5×10~(13)cm~(-2)·s~(-1)),利用该堆开展了6个裂变产物~(99)Tc靶的嬗变技术研究。经过6h满功率辐照,~(99)Tc辐照产物~(100)Ru在靶件中的含量接近10~(-6)水平,为测定~(99)Tc的嬗变率,采用高灵敏的质谱分析方法准确测量辐照产生的痕量~(100)Ru的量。为克服本底干扰和同质异位素的影响,采用单接收ICP—MS测量了未辐照前锝金属靶件中的杂质含量,采用~(99)Ru同位素稀释多接收电感耦合等离子体质谱技术测定了化学制样流程本底铷的含量,并对流程本底中Ru同位素比值进行了分析,最后采用同位素稀释质谱技术测量了6个辐照靶件~(100)Ru的含量。结果表明,嬗变率测量值的扩展不确定度好于1.5%。     

中国先进研究堆2019年度运行年报

<正>1反应堆运行情况中国先进研究堆(CARR)2019年超额完成年度运行计划,年度累计功率运行58天,最大稳定运行功率约为40MW,总释放能量约为1 233.75MW·d。本年度顺利完成了ITER靶件堆内辐照考核、8#-02靶件辐照任务。反应堆运行过程中还进行8#-01靶件辐照、3#靶件辐照、ALN靶件、中子散射实验装置调试等实验。2异常、故障和事故情况本年度开堆期间发生一次非计划停堆事件。     

主产裂变99Mo的研究堆初步热工安全设计

针对主产裂变⁹⁹Mo的研究堆的需求,设计了堆芯总体方案。根据中子物理计算功率分布和该反应堆的热工水力设计限值,应用COTH程序确定了反应堆的热工水力设计参数。通过结果分析可知,该堆芯设计方案可满足设计要求。     

同位素技术研究进展

<正>1核素制备研究为推进裂变~(99)Mo的生产工艺研究,继续开展LEU-Al合金靶件生产裂变~(99)Mo关键技术研究和铀箔靶件生产裂变~(99)Mo的工艺研究。为去除铅铋堆因中子辐照产生的~(210)Po,继续开展铅铋冷却剂中~(210)Po处理技术研究。为解决~(99)Mo分离新技术的关键问题,"功能性离子液体萃取分离~(99)Mo及其辐射稳定性研究"获得了基金的批准立项。     

CARR铱源试验靶件设计和试验验证

为配合中国先进研究堆(CARR)铱源辐照生产项目,设计制造了铱源试验靶件,对试验靶件的设计参数、结构尺寸进行了介绍。在堆外使用专门的传热装置模拟铱源靶件的外部和内部传热工况,测量了用于模拟辐照罐壁面温度和样品温度的传热装置的壁面温度和内部温度,结果验证了热工分析方法是合适的。入堆试验靶件由含有铱片样品的辐照罐和等量发热的模拟罐组成。堆内试验获得的数据综合验证了试验靶件物理热工的分析结果,这个结果可对CARR铱源辐照生产安全评审提供依据且偏于安全。     

压水堆燃料辐照性能多物理耦合并行分析程序开发

核燃料元件是反应堆的核心部件,其性能影响反应堆的安全性与经济性,利用燃料元件性能分析程序开展燃料堆内稳态辐照性能分析对于燃料设计及安全评价具有重要意义。通过开发燃料温度分布、变形计算、裂变气体释放及内压等模型,结合燃料元件热工-力学多物理耦合计算分析耦合方案,基于先进并行计算方法构建了高性能并行化燃料性能分析程序Athena。利用典型商用压水堆核电站数据及同类程序计算结果进行了程序初步验证,结果表明Athena程序计算结果合理可靠。通过定义堆芯功率及热工水力边界条件,程序能够并行开展压水堆全堆芯燃料辐照性能分析,提高燃料辐照性能分析效率,是数值反应堆原型系统（CVR1.0）的重要组成。     

秦山核电站考验元件燃耗的辐照史校正计算

通过实验测得反应堆停堆时刻裂变产物~(137)CS、~(148)Nd等监测体的浓度值,进而推算出辐照燃料元件的燃耗值是通常采用的方法。它需要若干参数,如裂变产物的平均裂变产额,反应(n,γ)的修正量,放射性裂变产物的堆内衰变修正量,可裂变核素的平均裂变能量等。这些参数都同燃料的辐照历史紧密关联。本文概述了上述参数的计算方法并给出了计算结果。方法的主要特点是:1.以考验元件的实际参数为输入数据;2.根据反应堆实际运行史反复循环模拟计算;3.除计算重核素及所要求的裂变产物的原子浓度和放射性外,仔细计算了~(137)Cs和~(148)Nd等核素(n—1)衰变链中子俘获反应的修正量。     

钠冷快堆系统分析程序FR-Sdaso衰变热计算模型开发与验证

反应堆停堆后的余热导出是反应堆的重要安全功能之一，停堆初期余热由裂变功率和衰变热构成，停堆后期余热主要取决于衰变热。本文开发了应用于钠冷快堆系统分析程序FR-Sdaso的衰变热计算模型，该模型可考虑裂变功率和功率历史的影响。通过与ANSI/ANS-5.1-2005标准和SAS4A/SASYS-1程序对比进行了模型验证。FR-Sdaso程序的计算结果与ANSI/ANS-5.1-2005标准的最大相对偏差约为0.1%，与SAS4A/SASYS-1的最大相对偏差在10-8量级，初步证明了所开发模型的正确性。最后，基于中国实验快堆的设计数据，分析了紧急停堆过程中裂变功率对衰变热的影响，结果表明，忽略裂变功率的影响导致衰变热的最大相对偏差约-7%，出现在停堆初期。因此，计算停堆初期衰变热时应考虑裂变功率的影响。     

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