脉冲中子源法测量铅基零功率反应堆Venus-Ⅱ次临界度

本文利用脉冲中子源法测量了铅基零功率反应堆Venus-Ⅱ在4种燃料棒装载情况下的次临界度,简要介绍了脉冲中子源法测量次临界度的原理、测量系统及实验结果等,通过面积比法分析了各探测器的计数率时间谱，确定了系统次临界度。测量结果表明，当系统有效增殖因数在0.94附近时，不同位置处的探测器测量结果之间呈明显差异。基于MCNP理论模拟计算，分别用空间修正因子和普适的微扰法对面积比测量结果进行必要修正，消除了空间效应对实验结果的影响。在系统有效增殖因数约0.94时，经修正的面积比法能精确给出系统的次临界度。本实验研究为ADS嬗变系统的次临界度精确测量提供了一种有效方法。     

ADS铅冷却剂临界装置堆芯物理设计

为研究加速器驱动次临界反应堆系统(ADS)次临界堆芯与靶的耦合特性,以验证设计方法和计算程序,本文构建了ADS特有的快中子谱、较高能量放大系数及负温度系数的铅冷却剂临界装置堆芯,以用于开展不同富集度燃料特性、不同外源能谱与强度条件、不同实验样品的反应性影响、中子源与堆芯耦合特性等实验研究。确定了燃料元件构造、靶区结构、堆芯布置、反射层结构与价值、安全控制及反应性价值等物理参数,为下一步ADS铅冷却剂临界装置研制及实验研究提供了工程实施依据。     

UX-30型UF_6运输货包核临界安全分析

利用MONK-9A和MCNP程序对UX-30型UF6运输货包进行了正常与事故工况下的核临界安全分析与评价。首先选取国际公布的临界基准实验数据,验证并确定了MONK-9A和MCNP程序计算分析类似物料形态时的偏倚和次临界限值。其次采取较为包络的临界安全假设条件,计算分析了UX-30型UF6运输货包正常与事故工况下的中子有效增殖因数,评价了运输过程的安全性。计算结果表明,UX-30型UF6运输货包在最严重事故工况下最大的keff小于确定的次临界限值,处于次临界的安全状态。根据临界安全指数的定义,UX-30货包的临界安全指数CSI可定为0。     

核燃料裂变产物对临界影响研究

本文针对钐、钕、钆和银等4种裂变产物在中试厂核临界安全实验装置上开展了临界实验研究。堆芯的易裂变材料为固液两相存在，固体燃料为二氧化铀，液体燃料为硝酸铀酰。固体燃料棒采用六角形方式排布，浸泡在硝酸铀酰溶液中。将临界实验测量结果与蒙特卡罗程序MONK的理论计算结果进行比较。结果表明：理论计算结果与临界实验测量结果符合较好；裂变产物样品引入的负反应性价值非常可观，能谱变化显示裂变产物样品对中子的吸收在热能点以下能区起决定性作用。     

启明星Ⅱ号双堆芯零功率装置

启明星Ⅱ号是针对我国新型先进核能系统基础性研发及工程化设计验证而研制的双堆芯零功率装置。启明星Ⅱ号拥有两个堆芯，水堆堆芯侧重于开展热中子能谱环境下的原理性验证实验研究，铅堆堆芯侧重于重金属冷却的快中子反应堆及加速器驱动的次临界系统（ADS）等先进核能系统的中子物理特性实验研究。启明星Ⅱ号通过一套仪控系统实现了两个堆芯的集成化控制和测量数据采集，每个堆芯均配备了多套非能动安全停堆系统，固有安全性强。在启明星Ⅱ号上获取了多种堆芯的基准性临界实验数据，可为我国轻水堆的技术创新、重金属冷却反应堆工程化设计及新型核能系统的集成研发提供支持。