反应堆启堆用智能化外推临界装置堆上考验试验

反应堆启堆用智能化外推临界装置用于反应堆临界试验过程中进行自动计数和自动外推临界.该装置在用于外推临界试验之前必须在零功率反应堆或其它反应堆上进行考验试验.论文叙述了研制的反应堆启堆用智能化外推临界装置在零功率堆上考验试验的情况及试验结果.试验结果表明:智能化外推临界装置具有自动计数和自动外推临界的功能,且外推结果偏差...     

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。     

中国先进研究堆首次临界实验模拟计算

介绍了中国先进研究堆首次临界实验的原理、方法和步骤。在没有参考堆,未进行零功率物理模拟实验的情况下,主要利用数值计算方法对首次临界实验过程进行模拟分析,得到了燃料组件数外推以及控制棒棒栅高度外推模拟曲线等数据,预测了临界燃料组件数和临界棒栅高度。为即将进行的首次临界实验提供了必要的参考数据。     

5MW THR的物理启动

概述了5MW THR 的装料,首次临界和控制棒调平试验的特点和结果。介绍了为保证安全所采用的外推方法和实际步骤。为了减小空间效应,在装料和外推临界过程中采用了特别的测量手段。实验证明,这些方法是有效的。     

5MW低功率堆物理启动

本文介绍5MW 低功率堆(5MW LPR)首次装料及首次临界试验。由于本堆使用有燃耗的燃料元件,铍作反射层,光激中子成为强的内中子源,其强度随着燃料元件装量的增加而增加。因此,装料时元件法外堆结果有较大的涨落,但整个装料过程是安全的。在次临界下,做了控制棒相对效率曲线,然后,提升控制棒,进行计数外推,达到首次临界。     

外推临界计算机辅助系统的研制

本文根据反应堆外推临界的一般原理，用Visual Basic6．0开发了脉冲堆提棒外推临界辅助系统(ECAS)．ECAS界面友好，操作简单，并有一定的容错功能；ECAS在脉冲堆首次临界试验中使用，给出结果与实际相符．     

控制棒价值对外推临界试验的影响分析

针对外推临界试验中应用控制棒价值的效果进行研究。在零功率反应堆上进行外推临界试验，基于外推临界试验中子计数，采用考虑和未考虑控制棒价值的外推方法进行分析。结果表明:在前几步外推临界过程，控制棒价值对外推临界棒位的影响较为明显，对指导外推提棒存在一定影响，未考虑控制棒价值的外推1/2添加棒位会出现超过临界棒位的情况；在外推临界过程中，考虑控制棒价值的外推方法更加准确，所得外推结果更加安全。      

CELL/CPL493程序系统对 HFETR的燃耗跟踪分析

简要介绍了自行研制的CELL／CPL493程序系统的理论方法,利用CELL／CPL493程序系统对高通量工程试验堆（HFETR）进行了多炉次燃耗跟踪分析,给出了冷态和热态临界棒位计算值与实测值的比较。结果表明,keff的最大偏差在1％之内,验证了该程序的可靠性以及计算模型和参数处理方法的合理性。     

中国先进研究堆首次临界实验

首次临界对反应堆建设具有重要意义,标志着反应堆基本建成。本文介绍了中国先进研究堆首次临界实验的原理、方法、步骤和结果。在无参考堆,不进行零功率物理模拟实验的情况下,实验进程完全按理论计算的预期进行,向超临界过渡1次成功。实验结果与理论计算结果符合良好。     

启明星1#快热交界面能谱变化对外推临界实验结果影响分析

加速器驱动的次临界系统（ADS）基准装置启明星1#在外推临界实验过程中,快热交界面探测器计数率与其他位置探测器计数率存在较大异常。本工作对该实验装置外推临界实验开展数值模拟,并对快热交界面的中子能谱进行详细计算,根据计算结果对探测器在外推临界实验中的计数率异常现象进行分析。结果表明,快热交界面能谱随燃料装载量的变化是引起探测器计数率异常的主要因素,这为今后快热耦合次临界实验装置开展中子学实验研究提供了理论依据。     

Heavy Water Zero Power Reactor (HWZPR) mixed core first criticality,calculation and experiments

HWZPR original fuel is natural U metal fuel but other kinds of fuel can also be utilized. In a research work on UO₂ fuel, reactor fuel was partially replaced by natural UO₂ fuel and physical parameters of the new core were compared with original core. Thirty six natural U metal fuel rods were substituted by natural UO₂ fuel assemblies. Prior to the first criticality operation with the new core, it was simulated by stochastic and deterministic calculation methods i.e. MCNP-4C and WIMS-CITATON codes, respectively. In order to investigate criticality and safety of the mixed core, important reactor physics parameters such as effective multiplication factor (K_eff) at different water levels, critical water level, reactivity worth of D₂O and reactivity worth of safety and control rods were calculated.The calculated results ensured reactor criticality and satisfied reactor safety criteria. Therefore, with the permission of the reactor safety committee, the first criticality operation was performed successfully. Later, during a series of reactor operations important physical parameters were measured experimentally. There is good consistency between the theoretical and experimental results.     

AP1000机组首次临界试验验证计算

首次临界试验是压水堆核电厂调试启动过程的关键环节，旨在确认核反应堆堆芯能按照设计要求达到预期的临界运行状态。本文利用西安交通大学自主研发的NECP-Bamboo程序系统对AP1000机组堆芯的首次临界试验的设计结果进行了验证计算，并与AP1000堆芯的核设计结果进行了比较。计算结果表明：预估临界状态下的硼浓度的偏差为-15 ppm，控制棒积分价值的最大偏差为-52 pcm，硼微分价值的偏差不超过0.2 pcm/ppm，反应性温度系数的偏差不超过1 pcm/K。本文计算结果的精度与高保真计算程序KENO（概率论方法）和VERA（确定论方法）的计算精度相当，为确保AP1000堆芯调试启动阶段的核安全提供了进一步的数据支撑。     

对我国核临界安全工作的思考

对我国的核临界安全工作进行全面思考，肯定了４０多年来我国核燃料循环生产系统的安全业绩，指出可能导致核临界事故的着急环节及存在问题，对于如何进一步加强核临界安全工作，从多角度提出对策。     

星球表面用核反应堆临界安全分析

核反应堆电源具有寿命长、可全天候工作等特点，可作为星球表面及其他深空探测任务的电源。针对星球表面用核反应堆电源在发射过程中重返地面的临界安全问题，提出了星球表面用核反应堆的临界安全分析要求、分析假设与模型，并对反应堆临界安全特性及采取的临界安全措施进行了计算分析。计算结果表明，不同假设掉落环境下的星球表面用核反应堆的有效增殖因数均小于0.98，满足临界安全要求。反应堆通过采用Mo-14%Re合金结构材料、设置相对较厚的堆芯反射层以及在反射层包壳和堆芯外围涂覆Gd₂O₃涂层等措施有利于确保反应堆在事故时处于次临界状态。     

核临界事故报警系统布置分析方法研究

本文阐述了布置核临界事故报警系统的意义和原则,分析了核临界事故可能发生的机理,初步建立了一套核临界事故情景假设分析方法。研究了最小临界事故源项计算方法以及三维剂量场分布计数的方法,采用各设备最小临界事故剂量场分布最小值等高线图的方法来从众多剂量场分布图中优化选取合适的核临界事故报警系统布置点位,以确保其可以覆盖到每个具有核临界事故风险的设备,并对核临界事故报警系统探头类型选择的原则和方法进行了分析。     

In-core fuel management practice in HANARO

The HANARO (High-flux Advanced Neutron Application Research reactOr) is a newly created research reactor. Its initial criticality was achieved on February 8, 1995. In its design stage, the HANAFMS, which is the nuclear analysis and fuel management code system for the HANARO, was verified using the results from the MCNP4A full core model because there was no similar research reactor in the world. It was needed to verify the HANAFMS with reactor physics experiments, which were performed during the reactor commissioning and power operation. The calculated results for the criticality, power distribution and control absorber rod (CAR) worth were compared with the measured ones. In the criticality calculation, the clean and depleted cores were applied and in the comparison of power distribution, the gamma scanning data of the fuel assemblies were used. The CAR worth was calculated following the measurement positions and then compared with the measurements. The calculated results for verifying the HANAFMS are in good agreement with the measured ones.     

中国先进研究堆新燃料组件运输的临界安全分析

在新燃料组件运输过程中,临界安全是重点。使用MCNP程序对中国先进研究堆新燃料组件的运输进行临界安全计算分析,通过选取最不利临界安全的次临界限值、组件模型参数、事故工况来保证计算结果的保守性。结果表明,运输货包的临界安全指数可确定为0。该结果可为中国先进研究堆（CARR）的新燃料组件运输容器的研发提供参考依据。     

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。     

用蒙特卡罗方法进行核临界安全计算

本文介绍了蒙特卡罗程序ＡＭＰＸ－ＫＥＮＯ系统的铀富集厂核临界安全计算机中的应用，并为此作了大量临实验数据的验证计算和可用于实际生产的临界安全参数计算。