CEFR组件替换反应性价值试验测量与计算分析

组件替换反应性价值定义为测量位置组件替换成相应组件时引入的反应性变化。中国实验快堆物理启动试验中组件替换反应性价值测量试验方案中,试验测量了8个典型位置,其中6个位置为燃料组件替换成不锈钢组件,另外两个为不锈钢组件替换成燃料组件。测量结果显示,燃料组件替换反应性价值由内至外依次减少,内圈燃料组件替换反应性价值约-980 pcm,外圈燃料组件替换反应性价值约-470 pcm,补偿棒棒组测量和单根补偿棒测量的结果差别微小。使用CITATION程序对试验方案进行了理论计算,结果表明,计算结果与实验值符合良好,检验了CITATION程序的工程设计实用性。     

中国实验快堆反应性温度系数理论分析和试验研究

利用CITATION程序对中国实验快堆（CEFR）反应性温度系数进行计算,同时与其他程序计算结果和实验测量值进行比较。CEFR反应性温度系数约为-4 pcm/℃,计算结果与实验值吻合较好。升温和降温过程的反应性温度系数测量误差约为11%,满足试验验收准则。测量结果可校核理论计算结果,同时为CEFR的安全运行和在换料情况下的反应性平衡分析提供参考数据。     

大型MOX燃料快堆钠空泡反应性微扰理论研究

钠空泡反应性效应是钠冷快堆核设计和安全分析的重要内容。本文基于多群节块扩散法，采用微扰理论推导出钠空泡反应性的计算方法，对1 000 MWe钠冷快堆MOX燃料堆芯的总钠空泡反应性、空间分布、物理分项进行了计算。结果表明，钠空泡反应性主要来源于中子泄漏的增加和能谱的硬化，两者一正一负，且空间分布规律相反，导致钠空泡反应性具有强烈的空间依赖性；对于所计算的MOX燃料堆芯钠空泡反应性高达3 $左右。计算和分析结果阐明了钠空泡反应性的产生机理和分布规律，可为低钠空泡的设计提供参考。     

快堆三维瞬态反应性反馈计算研究

在处理快堆时空动力学计算的反应性反馈问题时，提出了一种反应性直接反馈的数学模型。结合快堆的反应性反馈机制，在快堆中子学软件NAS的基础上，给出一种在时空动力学计算中截面反馈与反应性直接反馈相结合的反馈模式。同时，将快堆并群系统加入到程序中，实现了在线并群。对中国实验快堆(CEFR)等温温升过程进行模拟，通过计算结果与CEFR温度反应性系数实验测量结果的对比，证明了本模型和程序的正确性。     

一体化快堆的内增殖性能研究

为达到高燃耗、低后处理量、长换料周期，一体化快堆以高内增殖为设计方向。本文研究了棒径和P/D(栅距与棒径之比)两个主要堆芯设计参数与内增殖间的关系，研究了降低钠空泡反应性的措施对内增殖的影响。结果表明，棒径的增加和P/D的降低能够显著提高内增殖，为了降低钠空泡效应而增加上钠腔并降低堆芯高径比会造成内增殖的损失。棒径与P/D的具体取值应在物理与热工之间寻求平衡，而对钠空泡反应性应从反应堆整体安全设计上缓解，一体化快堆的设计应以内增殖性能和高效的闭式燃料循环为主要目标。     

池式钠冷快堆系统分析程序开发

针对池式钠冷快堆的特点,在对快堆系统的水力模型、热工模型和中子动力学模型进行详细分类和建模的基础上,利用FORTRAN95语言开发了可用于池式钠冷快堆事故分析的系统分析程序（FASYS程序）。以中国实验快堆为计算对象对FASYS程序模型进行了初步验证,所获得的结果和试验值与其他系统程序计算值符合良好,证明了所开发的系统分析程序的正确性。     

基于Labview的相关法测量钠流量系统设计

为满足中国实验快堆(CEFR)一回路主泵旁路钠流量计校准的需求,设计了1套基于Labview软件的相关钠流量测量系统。本文介绍了相关法的测量原理、设计的相关钠流量测量系统、对该系统的仿真试验和钠回路上的验证试验。试验结果表明,这套基于Labview的相关钠流量测量系统是可行的。本文还进行了该系统的测量误差分析,给出了减小误差的方法。该系统及其试验为CEFR一回路主泵旁路钠流量计在役校准装置的设计、调试和运行提供了依据。     

快中子临界装置逆动态法反应性测量系统研制与应用

逆动态法可实时、准确地测量反应性,在反应性部件刻度、扰动反应性效应测量、动力堆的瞬态分析等领域具有独特的优点。本文基于逆动态法研制了快中子临界装置反应性测量系统,并对其进行了算法验证与指标分析。实验结果表明,该系统具有测量精度高、响应快、分辨率高、使用方便等优点,满足实验需求。     

钠冷快堆停堆保护方案研究

在借鉴中国实验快堆（CEFR）热工模型建模经验的基础上,利用Relap5程序建立霞浦示范快堆（CFR）的主要系统模型,并参考快堆安全分析中的预期瞬态无停堆保护（ATWS）的分析方法,对发生反应性意外引入事故时的安全裕度和停堆保护进行仿真研究。仿真结果表明,额定功率下发生反应性引入时,不会触发短周期的报警和停堆;当发生补偿棒失控提升5 s和10 s时的反应性意外引入事故,目前一回路保护参数整定值、信号测量延迟及安全棒落棒时间可以取其他值;当补偿棒失控提升15 s时,在目前的设计下,核功率和功率流量比信号能确保事故下的反应堆状态符合事故验收准则。当其他保护信号失效,堆芯出口钠温所触发的停堆保护若要实现同样的功能,则需保证反应堆在14.85 s之前进入深度次临界。      

脉冲堆反应性测量系统的研制

研制了基于脉冲堆核测量系统探测器的数字反应性仪。选择适合该堆动态反应性实时监测的数值计算和数字滤波方法,研究了落棒法和插棒法测量控制棒价值的空间效应的修正方法。经过在脉冲堆上测量验证,结果令人满意。     

中国实验快堆压力和流量反应性效应测量实验研究

在中国实验快堆(CEFR)物理启动过程中,对CEFR压力反应性和流量反应性效应进行了测量研究,并进行初步的误差分析。实验中堆芯反应性测量分别使用周期法和逆动态法。实验结果表明：CEFR压力反应性为正反馈,主容器覆盖气体压力从5 kPa升高至50 kPa过程中引入约+20 pcm反应性,升、降压力过程测量结果的相对偏差小于10%;CEFR流量反应性为负反馈,一回路泵转速从150 r/min升高至989 r/min过程中引入约-49 pcm反应性,升、降流量过程测量结果的相对偏差小于10%。周期法和逆动态法的测量结果符合较好。初步误差分析的结果表明,实验结果的测量精度主要由冷却剂温度测量的精度决定。     

Studies on Influence of Sodium Void Reactivity Effect on the Concept of the Core and Safety of Advanced Fast Reactor

The paper is devoted to studies on the influence of the sodium void reactivity effect (SVRE) on the safety and technical and economical characteristics of the BN-1200-type reactor. Different core options are considered for application to this reactor. These core options differ in design, dimensions, and, hence, SVRE value. It is shown by the analysis that the most flattened core with sodium plenum at the top assures reactor self-protection under beyond-design-basis accident conditions. Sodium plenum abandonment and core height increase causing an SVRE value increase deteriorate reactor self-protection, but at the same time, improve some technical and economical characteristics of the reactor. Self-protection means the possibility to avoid rapid core meltdown under conditions of the above-listed beyond-design accidents. The possibility of controlling beyond-design accidents (for instance, by restoring the power supply of the main pumps in a rather short time) is taken into account. Issues of choosing the optimal core design under these conditions are discussed.     

中国实验快堆结构材料辐照装置设计

为在中国实验快堆(CEFR)上开展国产快堆包壳材料的辐照试验,进行了CEFR首个结构材料辐照装置的设计。材料辐照装置的创新设计基于CEFR的辐照条件和堆芯组件的基本结构,通过在辐照装置内部设置不同气隙尺寸的辐照罐,实现了在快堆不同功率稳态运行条件下(40%和100%额定功率)对材料样品不同辐照温度(450~600℃)的要求。辐照装置具有样品辐照温度与中子注量率的非在线监测功能,其结构具有通用性,能满足材料辐照标准试样最大装载的需要。通过对辐照装置进行热工分析和堆外的传热验证试验、流阻特性和结构稳定性验证试验,保证了辐照装置的设计能满足材料辐照任务的要求。     

中国实验快堆首次临界装料方案研究

本文对中国实验快堆的首次临界装料方案进行研究。分别给出首次临界装料方案的理论计算和试验结果,通过对比分析,对所采用的装料方案进行评价,同时对计算程序进行验证。研究结果表明,中国实验快堆物理启动过程中所采用的装料方案能顺利完成整个装料过程,满足试验要求,且理论计算结果与试验结果符合较好,说明选用的计算程序可用于中国实验快堆临界装料方案研究。     

中国实验快堆蒸汽发生器启动工况研究

中国实验快堆蒸汽发生器为直流式,启动方式与压水堆核电厂的有较大区别,启动过程较为复杂。本文对中国实验快堆蒸汽发生器启动工况进行了研究,并将运行参数与理论设计参数进行了比较。结果表明,运行参数理论计算值与试验值基本吻合。提出了蒸汽发生器启动运行的优化方案,以指导运行人员操作,有效地保障了中国实验快堆功率运行试验的开展。     

CEFR全量程周期保护功能的优化研究

为解决中国实验快堆（CEFR）核测量系统调试过程中出现的短周期误报警问题,本文结合CEFR核测量系统设计的特点,通过系统分析及理论计算,对CEFR核测量系统全量程周期保护功能进行了优化研究。同时,利用Matlab/Simulink仿真软件对系统进行仿真,仿真结果表明优化方案是准确可行的。     

中国实验快堆某辐照实验组件燃耗分布测量

在中国实验快堆（CEFR）上建立了实验组件燃耗分布测量的实验装置。对CEFR某一辐照实验组件中的4#及6#燃料元件棒进行了相对燃耗分布的测量，并与理论计算结果进行了比较。结果表明：两根燃料元件棒虽处于实验组件的不同位置，但相对燃耗分布基本一致；燃耗分布的实验测量结果与理论计算结果符合较好；实验组件燃耗分布测量的相对误差在10.2%以内。本文工作为开展快堆乏燃料组件燃耗测量奠定了基础。     

中国实验快堆液封器性能实验研究

为验证中国实验快堆（CEFR）主容器液封器的安全性，设计建造了液封器研究实验装置。在该装置上进行了主容器液封器的超压保护动作实验、负压动作实验、超压动作后剩余压力实验及排气能力实验等研究。通过实验得到了主容器液封器的超压保护动作压力、负压动作压力、允许极限气流量及超压动作后进气管口剩余压力等重要性能参数。对实验现象和结果进行了分析研究，论证了主容器液封器性能实验结果应用于实际反应堆的可行性，为其在CEFR上的实际应用提供了可靠的依据。