用于HFETR的材料辐照试验的新型装置

针对各种反应堆结构材料辐照样品的温度与中子注量要求，设计了一种适用于在高通量工程试验堆(HFETR)堆内进行材料辐照试验的新型辐照装置。本文简要介绍了该装置的结构特点、技术特点、辐照罐的设计以及测试系统与试验情况。目前，该装置已完成了多种材料的辐照试验，结果表明：装置具有温度调节范围宽(0-120℃)、系统调节能力强、安全可靠和出入反应堆方便等优点．完全能满足各种反应堆结构材料的高低温辐照试验要求。     

电磁线的辐照试验

在反应堆内对聚酰亚胺和聚酰胺酰亚胺电磁线进行了辐照试验。所达到的中子积分通量为:热中子8.0×10~(18)中子/厘米~2,快中子(能量≥1MeV)1.7×10~(18)中子/厘米~2。研究了它们的绝缘电阻、感应电流、耐交流工频电压性能和辐照后的机械性能。结果表明,这两类电磁线都具有良好的耐核辐照能力。     

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。     

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。     

研究试验堆的辐照能力

提出将辐照能力作为研究试验堆的一个技术指标和性能参数。辐照能力不仅可作为堆芯装置布置设计的评价指标,而且可用于堆内辐照费用的测算。与研究试验堆辐照能力有关的量包括：辐照空间体积、平均总中子注量率、堆功率和运行时间等。对于辐照能力的几种定义分别给出了表达式,并比较了它们的特点和作用。还以高通量工程试验堆为主要实例,给出了辐照能力的具体数据和应用。     

独立温度补偿型高温材料辐照考验装置设计研究

为实现材料堆内650±50℃的高温辐照考验,提高辐照温度的均匀性,进行了高温材料辐照考验装置的设计研究。通过筛选合适的材料进行辐照考验装置的加工制造,提高了辐照考验装置的耐高温性能。以条件辐照试验结果为基础,对辐照考验装置进行了热工分析,提出了阴阳面温度独立控制技术和阶梯间隙温度补偿技术,确定了辐照考验装置的关键尺寸,实现了650±50℃的辐照温度,减小了辐照温度的差异。     

离子轰击模拟中子辐照在核材料研究中的应用

简要综述了离子轰击模拟中子辐照对材料，尤其是对堆用Ｚｒ合金的结构和性能影响的相关性，方法特点和研究。讨论了离子品种，能量，辐照剂量，束流密度和温度等实验参量的选择及其对材料组织，结构，力学和耐腐蚀性能等的影响。离子轰击模拟堆内中子辐照研究核材料是１种具有成熟理论体系，高效，安全和经济的好方法。     

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。      

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材料高温辐照试验温度控制技术研究

介绍在高通量工程试验堆(HFETR)中进行高温材料辐照试验的温度控制技术。利用哈氏合金材料辐照试验的测量结果与CFX程序的模拟分析结果进行检验,证明了相关温度控制技术的可行性和有效性。     

开发微堆潜力的设想

微堆存在二个潜在资源 ,即附加补偿棒和池水。在确保安全的前提下 ,可将它们挖掘并加以利用。设置附加补偿棒 ,把闲置的顶铍反射层的后备反应性加以利用并逐步释放。微堆为“罐 池”结构 ,运行时堆水与池水存在较大温差 ,2 7t池水可作为一大的冷源 ,通过池水中的螺旋冷却器冷却 1 4t堆水 ,可获得较多的温度效应。采取了这两项措施之后 ,可大大延长微堆的可连续运行时间 ,改善它的运行性能 ,拓宽了微堆的应用 ,提高其寿期内的价值     

池式堆供热系统建模与仿真方法研究

以低温、常压的池式堆供热系统为研究对象，经过系统划分和对实际物理设备进行合理简化和假设后，建立了覆盖其基本功能的动态数学模型。该模型包含点堆中子动力学模型、热工水力学模型及堆外热力设备模型。本文基于vPower仿真平台对该模型进行了论证，仿真结果表明该模型能正确反映池式堆供热系统的动态特性。该仿真模型可进一步用于研究运行工况及验证设计数据的合理性。     

In-vessel Type Control Rod Drive Mechanism Using Magnetic Force Latching for a Very Small Reactor

A highly reliable control rod drive mechanism driven by an electric motor installed inside the reactor vessel (INV- CRDM) for a very small reactor has been designed. The INV-CRDM contributes to the compactness and simplicity of the reactor system, and can eliminate the possibility of a rod ejection accident. In the design, a new type of latch mechanism using an electromagnetic force to directly connect both of the shafts, one of which was the motor driven shaft and the other the control rod driving shaft, was applied so as to make the INV-CRDM very compact. The cable supplying current remained stationary, even when both of the shafts was moving. The required functions of the latch mechanism are to maintain an adequate latching force for the control rod shaft to move within a stroke of 370 mm, and to release the shafts in a shorter time than 0.2 s after a scram signal is received. A functional test with a model that approximately simulated the design was conducted to test the latching force and de-latching at room temperature. The test showed that the latching force increased with the current of the magnet coil, as did the de-latch time. The post-test analysis with a finite element analysis code revealed that the clearance between the two shafts greatly affected the latching force. With the same analysis method, the design analysis of the latch mechanism at a high temperature condition of 300°C was conducted, and it was confirmed that the latch mechanism contained enough latching force.     

Jet-plume condensation of steam-air mixtures in subcooled water, Part 1: Experiments

A scaled-down, reduced pressure suppression pool was designed to study condensation and mixing phenomena for a LOCA (loss of coolant accident) event in a SBWR (simplified boiling water reactor) design. The scaled-down test facility represented an idealized trapezoidal cross-section, 1/10 sector of the SP (suppression pool) with scaled height ratio of 1/4.5 and volume ratio of 1/400. The facility was instrumented with thermocouples for pool temperature measurements and a high-speed camera for flow visualization. Thermal stratification data were obtained for different pool initial subcooling and steam-air mixture flow rates. A dimensionless boundary map was derived from several experimental runs of pure steam injection to determine conditions when the pool transitions from being a homogeneously mixed volume to being a thermally stratified one. Steam air mixture injection cases for single horizontal venting indicated that above a pool temperature of 40 °C with air mass fraction below 0.5% the pool can attain thermal stratification.     

空间核动力装置控制鼓系统试验样机热态性能试验

控制鼓系统是空间核动力装置上执行功率调节、紧急停堆的重要安全设备，其能否正常运行直接关系到核动力装置的安全性。为验证控制鼓系统能否满足设计要求，必须进行热态下的性能试验。本文采用1∶1全尺寸控制鼓系统试验样机，通过设计建立专用的热态性能试验装置，对试验样机寿期内全行程往复、电机切换和快速复位功能进行了试验验证和研究分析。试验过程显示，试验样机运行基本平稳，无异响和卡顿，快速复位时间满足设计指标，但传动链终端存在角度滞后、旋转过程位置重复精度低和小角度快速复位乏力等现象。该控制鼓系统试验样机机构设计基本满足机械运转功能，为下一阶段控制鼓系统结构的优化与定型奠定了基础。     

陶瓷球床组件堆内辐照在线产氚物理计算分析

对陶瓷球床组件的堆内辐照情况进行物理计算分析有助于改进辐照装置的设计,完善辐照方案。按照堆内辐照陶瓷球床组件的实验技术要求,采用MCNP程序对陶瓷球床组件在不同孔道内的辐照情况进行了产氚量、产氚速率、发热量等计算。计算结果表明：采用天然丰度⁶Li的陶瓷球床组件在考验孔道内以半功率辐照能满足实验技术要求;如要采用满功率辐照,则需将组件中心位置提升至活性区中平面以上23 cm处。     

The Test Facility for the EAST Superconducting Magnets

A large facility for testing superconducting magnets has been in operation at the Institute of Plasma Physics of the Chinese Academy of Sciences since the completion of its construction that began in 1999. A helium refrigerator is used to cool the magnets and liquefy helium which can provide 3.8 K-4.5 K, 1.8 bar-5 bar, 20g/s-40g/s supercritical helium for the coils or a 150 L/h liquefying helium capacity. Other major parts include a large vacuum vessel （3.5 m in diameter and 6.1 m in height） with a liquid nitrogen temperature shield, two pairs of current lead, three sets of 14.5 kA-50 kA power supply with a fast dump quench protection circuitry, a data acquisition and control system, a vacuum pumping system, and a gas tightness inspecting devise. The primary goal of the test facility is to test the EAST TF and PF magnets in relation to their electromagnetic, stability, thermal, hydraulic, and mechanical performance. The construction of this facility was completed in 2002, followed by a series of systematic coil testing. By now ten TF magnets, a central solenoid model coil, a central solenoid prototype coil, and a model coil of the PF large coil have been successfully tested in the facility.     

高温气冷堆备用停堆系统电磁铁驱动机构初步研究

介绍了高温气冷堆备用停堆系统及其可选的驱动机构,分析了电磁铁驱动机构的工作原理和设计要求,并通过经验公式方法和专业软件来计算电磁铁线圈参数,利用模型实验检验两种计算方法的可靠性.通过软件数值计算方法得出了满足电磁铁吸力要求的线圈安匝数,并获得了启动过程的吸力特性曲线.     

国产A508-3钢辐照性能

反应堆压力容器（RPV）作为反应堆寿期内不可更换的核心设备,是防止堆芯放射性泄漏的最主要屏障。本文针对国产压力容器材料A508-3钢,开展了一定剂量水平（约10×10¹⁹ cm^-2,E≥1 MeV）的研究堆加速辐照试验,并进行了辐照后力学性能测试分析,包括拉伸性能和冲击性能测试。结果显示,辐照后在-100、20、288 ℃下,A508-3钢的屈服强度分别增加了83、108、52 MPa,抗拉强度分别增加了58、61、49 MPa,韧脆转变温度T_41J增加了68 ℃,上平台能量降低了61 J。A508-3钢辐照前后性能测试结果表明,在中子辐照至60 a寿期后,A508-3钢仍能满足反应堆使用要求。