高温气冷堆控制棒硼燃耗特性分析

控制棒价值及其燃耗规律是核反应堆物理设计关注的要点之一。球床式高温气冷堆控制棒位于侧反射层石墨孔道中,吸收体为圆环形的B₄C,其燃耗特性具有特殊性。采用MCNP耦合燃耗计算模块的方法,对控制棒吸收体进行精细划分,分析了各子区域硼的详细燃耗特性及控制棒价值的变化规律。计算结果表明,由于强烈的空间自屏效应,虽然吸收体外层硼燃耗很多,但吸收体内层硼燃耗很少,因此,反应堆运行寿期末控制棒价值减少很小。     

控制棒钴吸收体的活度分布

应用单组中子微扰理论,对辐照后控制棒钴吸收体内活度分布进行理论分析,得到活度分布计算的解析表达式。对高通量工程试验堆(HFETR)首次出堆的2根控制棒钴吸收体进行数值计算。利用钴靶活度水下测量装置进行这2根钴吸收体活度分布的实验测量。计算与实验测量结果相符。通过理论计算所得到的活度分布可作为辐照后~(60)Co同位素分装依据。本文得到的控制棒相对价值曲线理论计算值与实验测量结果符合良好。     

研究试验堆用于同位素生产的物理分析

本文对研究试验堆开展同位素生产进行了物理分析。分析了控制棒提棒顺序对同位素产量的影响,提出了提棒因子的概念。依据点堆模型和反应性-燃耗线性公式,得到了同位素的转换比和产量公式。最后根据这些公式,分析了高通量工程试验堆(HFETR)在高浓铀和低浓铀堆芯装载下,堆芯炉的运行寿期、燃料元件装载数量、燃料元件初始平均燃耗和堆芯功率对同位素转换比和产量的影响。结果显示,从小到大提棒、增加堆芯燃料组件盒数和功率水平均会增加堆芯同位素产量,而全年运行段数（运行段间检修时间不变）和堆芯平均初始燃耗增加则起到相反的作用。这些结果已经用于指导反应堆的堆芯装载设计。     

3He辐照考验装置反应性引入事故分析

在高通量工程试验堆（HFETR）中，3He回路内气体压力变化会向反应堆引入反应性，进而影响到HFETR的运行安全。本文利用蒙特卡罗（MCNP）程序计算了3He辐照考验装置反应性变化速率，并利用RELAP5程序对3He屏失压与HFETR 1根控制棒失控提出叠加事故进行了分析。结果表明，正常工况下，3He回路辐照试验不影响HFETR 正常运行；3He屏失压事故与HFETR事故工况叠加不会影响HFETR安全。      

HFETR占栅元铍中孔控制棒物理特性研究

研究了高通量工程试验堆（HFETR）占栅元铍中孔控制棒物理特性。首先,采用CELL程序计算各组件的少群截面参数;然后分别对占栅元控制棒和占栅元铍中孔控制棒进行了堆芯物理计算,并对反应堆轴向热中子注量率分布、60Co产量以及控制棒价值做了比较。研究结果表明,占栅元铍中孔控制棒完全可以用于HFETR的反应性控制,而且可以提高反应堆的安全性和经济性。      

铅冷小堆堆芯初步设计

铅及铅基材料作为反应堆冷却剂,有着优良的中子学性能和热工性能。欧盟、俄罗斯、美国、韩国、日本、中国等国家均投入了大量的人力和物力研发铅冷快堆。本文旨在提出一种铅冷小堆堆芯初步设计方案。本文使用西安交通大学研发的快中子反应堆中子学计算分析软件包SARAX进行堆芯中子输运、燃耗、反应性系数和动力学参数等中子学计算分析。为了满足紧凑型、轻量化的特点,选择了高富集度的燃料;为了展平功率,选用了两种富集度的燃料组件。采用一组控制棒组件和一组停堆棒组件控制反应性,控制棒选用对快区和热区中子具有良好吸收能力的B_4C作为中子吸收体,在紧急停堆棒中增加了高密度中子吸收体材料钨,以实现堆芯的反应性控制以及紧急停堆需求。对堆芯中子学参数的计算结果分析表明:堆芯能满足6EFPY的寿期长度的要求,在整个寿期内k_(eff)下降0.014 4,波动较小;在寿期内实现了锕系元素的减少和~(239)Pu的明显增加。在整个循环内,冷却剂密度系数、冷却剂空泡价值和膨胀系数等重要反应性反馈系数均为负;设计的控制棒以及安全棒组件能够提供足够的控制价值;在整个寿期内,堆芯满功率运行时,最高包壳表面温度、最高燃料中心温度、线功率密度等参数没有超过限值,并留有充足的设计裕量。表明本初步设计在整个寿期内的主要中子学参数满足安全要求。     

钠冷快堆控制棒分段设计研究

在钠冷快堆中，反应堆运行时的反应性补偿和停堆安全主要由控制棒来实现。当前的钠冷快堆设计中，一般含有安全棒、补偿棒和调节棒。其中，补偿棒中10B的富集度较高，使补偿棒的燃耗较高，且发热量较大，并造成周围燃料组件功率峰因子偏大。本文提出一种分段设计方案，可用于改进上述缺点。该方案相比于传统方案，控制棒发热减小约30%，控制棒燃耗减小50%，并能有效改善周围燃料组件的功率峰因子，控制棒更换周期可提升1倍。     

小型模块化快堆中含铪控制棒的设计与分析

快堆一般采用以碳化硼（B4C）为吸收剂的控制棒进行反应性控制。小型模块化快堆中子泄漏率较大,增殖能力偏弱,单位燃耗反应性损失较大。模块化反应堆运行周期较长,且需要紧凑型堆芯设计,控制棒数量有限。因此,小型模块化快堆需要高10B富集度的B4C进行反应性控制。由于吸收剂燃耗深、功率密度高且导热能力受辐照削弱严重,B4C的安全使用寿命有限。本文通过对比硼化铪（HfB2）、氢化铪（HfH162）和传统B4C为吸收剂的控制棒的反应性价值、堆芯功率分布、堆芯反应性反馈系数、控制棒温度裕度与吸收剂燃耗深度,发现HfB2有更高的安全裕度和更长的安全使用寿命。HfH162控制棒略微改善了功率分布,但其高温氢气解离问题有待进一步研究。     

PB-FHR的控制棒布局设计及物理效应

反应性控制系统的设计是反应堆物理设计的主要内容之一。氟盐冷却高温球床堆(Pebble Bed-Fluoride salt-cooled High temperature Reactor,PB-FHR)用B4C吸收体的控制棒作为反应性控制的主要手段。所有控制棒分布于石墨反射层的孔道中,其空间布局、几何结构、中子吸收体的特性参数等是影响控制棒反应性控制的关键因素。本文基于SCALE6程序,以10 MW固态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF1)(属于PB-FHR)设计模型为参考,系统研究了石墨反射层中控制棒径向位置、有效行程、棒体结构、吸收体长度、吸收体密度等因素对控制棒价值的影响。结果表明,控制棒的径向位置对控制棒价值影响较大;控制棒吸收体长度需综合考虑上下限位及极限下插限位对价值变化的影响;~(10)B的原子密度变化对控制棒价值影响较小。本研究为PB-FHR的反应性控制系统的设计及控制棒的制造加工提供理论参考。     

一种新的燃耗在线监测技术—GNR方法研究

本文给出了一种在反应堆运行期间随时获取燃耗数据的在线燃耗监测方法——GNR 方法。概述了在我国高通量工程试验堆(HFETR)上进行的试验研究和结果。实验结果与卸料后的破坏性化学分析势据在4%以内符合。     

Feasibility analysis of ~(60)Co production in pressurized water reactors

The radioactive isotope ~(60)Co is used in many applications and is typically produced in heavy water reactors. As most of the commercial reactors in operation are pressurized light water reactors(PWRs), the world supply of high level radioactive cobalt would be greatly increased if~(60)Co could be produced in them. Currently,~(60)Co production in PWRs has not been extensively studied;for the ~(59)Co(n, c)~(60)Co reaction, the positioning of ~(59)Co rods in the reactor determines the rate of production. This article primarily uses the models of~(60)Co production in Canadian CANDU power reactors and American boiling water reactors; based on relevant data from the pressurized water Daya Bay nuclear power plant, a PWR core model is constructed with the Monte Carlo N-Particle Transport Code; this model suggests changes to existing fuel assemblies to enhance ~(60)Co production. In addition, the plug rods are replaced with ~(59)Co rods in the improved fuel assemblies in the simulation model to calculate critical parameters including the effective multiplication factor,neutron flux density, and distribution of energy deposition.By considering different numbers of ~(59)Co rods, the simulation indicates that different layout schemes have different impact levels, but the impact is not large. As a whole, the components with four~(59)Co rods have a small impact, andthe parameters of the reactor remain almost unchanged when four ~(59)Co rods replace the secondary neutron source.Therefore, in theory, the use of a PWR to produce ~(60)Co is feasible.     

高通量工程试验堆燃料元件进一步加深燃耗研究

本文通过三维网程序对所选择的高通量工程试验堆参考堆芯作了三维计算，通过已知的实验结果论证了计算结果的准确性。从物理计算分析的角度看，ＨＦＥＴＲ元件在不超过最大燃耗为６７％这个限制值的提前下，盒平均燃耗限值可以由４５％和提高到５０％，同时元件的安全性能不变。     

Dependence of control rod worth on fuel burnup

One important parameter in the design and the analysis of a nuclear reactor core is the reactivity worth of the control rods, i.e. their efficiency to absorb excess reactivity. The control rod worth is affected by parameters such as the fuel burnup in the rod vicinity, the Xe concentration in the core, the operational time of the rod and its position in the core. In the present work, two different computational approaches, a deterministic and a stochastic one, were used for the determination of the rods worth dependence on the fuel burnup level and the Xe concentration level in a conceptual, symmetric reactor core, based on the MTR fuel assemblies used in the Greek Research Reactor (GRR-1). For the deterministic approach the neutronics code system composed by the SCALE modules NITAWL and XSDRN and the diffusion code CITATION was used, while for the stochastic one the Monte Carlo code TRIPOLI was applied. The study showed that when Xe is present in the core, the rods worth is significantly reduced, while the rod worth variation with increasing burnup depends on the rods position in the core grid. The rod worth obtained with the use of the Monte Carlo code is higher than the one obtained from the deterministic code.     

RBMK core model for computational tracking of <Superscript>60</Superscript>Co production at the Leningradskaya nuclear power plant

Commercial production of ⁶⁰Co is being conducted at the Leningradskaya nuclear power plant by irradiating ⁵⁹Co in special facilities loading into an RBMK core (in all four units). The computational means used to determine the activity of cobalt in the irradiation setups and to decide when to extract them are described. The particularities of the computational model used for the core, which takes account of the reloading of the fuel assemblies and irradiation setups during fuel burnup, are described.     

反应堆卸料元件燃耗测定方法阐述

本文评述了生产堆、动力堆、高通量工程试验反应堆(HFETR)等三种堆的不同类型元件燃耗测定方法。在总结实践经验基础上,指出了燃耗测定的初步设想。     

辐照对银铟镉控制棒价值的影响分析

为分析银铟镉（Ag-In-Cd）控制棒内各核素经反应堆中子辐照后的消耗情况以及核素消耗对控制棒价值的影响，本研究采用蒙特卡罗程序模拟了Ag-In-Cd控制棒内主要核素在反应堆运行期间的燃耗，并结合控制棒宏观中子吸收截面和控制棒内的中子注量率水平变化，分析了辐照前后控制棒价值的变化。研究结果表明，控制棒中113Cd随着辐照时间增加而加速消耗，107Ag、109Ag和115In消耗速率相对较慢；控制棒总的宏观中子吸收截面在辐照后降低，但是107Ag、109Ag和115In的中子吸收截面明显地增加；辐照后控制棒内的中子注量率增大，控制棒总中子吸收率无明显变化，即控制棒价值无明显变化。      

研究试验堆堆芯最佳倒料原理及其应用

本文根据堆芯倒料的基本关系式,提出了不同燃耗深度燃料元件堆芯的最佳倒料原理和由这一原理得出的几点结论。给出了不同倒料方式的计算公式,编制了计算程序并对高通量工程试验堆(HFETR)典型堆芯装载的不同倒料方式作了计算。应用文中提出的堆芯燃料元件耗用指标,分析了HFETR十年来24炉运行的堆芯燃料管理工作。结果表明,应用最佳倒料原理可大量节省燃料元件。本文还讨论了HFETR堆芯燃料管理研究的方向。     

HFETR乏燃料元件密集贮存计算与分析

由于高通量工程试验堆（ＨＦＥＴＲ）乏燃料元件密集贮存的必要性和急迫性,用３个程序（ＦＧ２ＤＢ、ＣＥＬＬ、ＣＩＴＡＩＯＮ）做了临界计算,对密集贮存的乏燃料元件的剩余释热进行了计算分析。结果表明,不锈钢管式密集贮存架有足够的监界安全裕度和剩余释热裕度,如果采用燃耗信任制,密集贮存架的容量还可进一步增大５０％。