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。     

快堆燃料组件水力特性计算

文章用理论计算和工程经验相结合的方法给出了我国自行设计的快堆燃料组件(参考设计)的水力特性。并与用国际上发表的多种关系式计算结果进行了比较,吻合较好。该计算结果对燃料组件的设计和热工计算有一定的参考价值。     

中国实验快堆辐照容器组件流致振动实验

在水力实验台架上利用DASP-V10振动测量系统对中国实验快堆结构材料辐照容器组件进行流致振动实验。通过实验,得到组件前5阶固有振动特性(固有频率、振型)及额定流量工况(0.6m3/h)和120%额定流量工况下组件的振动响应及动态应变响应。实验以固有振动特性测量结果来指导开展组件在运行工况下的流致振动实验,并根据得到的流致振动结果结合组件固有振动特性从振动力学原理上阐述了辐照容器组件共振现象的产生及其对组件运行的影响。     

快堆燃料组件的子通道分析

开发了ＴＨＡＳ－ＰＣ２子通道分析微机程序，用于计算稳态和瞬态工况下快堆燃料组件的流量、温度和压力等参量分布。对ＥＦＲ燃料组件的稳态和瞬态计算结果如下：堆芯出口平均温度和温长分别为５５７℃和１５７℃，最高包壳表面温度为６０１℃，它发生在中心燃料棒上，最大冷却剂温度为５９３℃；主泵断电二次停堆事故作为瞬态计算，算得的最高冷却剂温度和最高包壳表面温度分别为６３０℃和６３７℃（当ｔ＝２ｓ时），它们都远低于     

我国的快堆技术发展和实验快堆

随着我国核电技术的发展,自主研制钠冷快中子增殖堆十分必要。本文介绍了我国在研究开发快堆技术方面的历史和实验快堆的设计原则、设计简介和安全特性。     

快堆燃料组件少孔式管脚替代方案水力实验研究

工程中广泛应用的多孔式管脚在流动特性调节、加工精度方面存在一定缺陷。本文提出了少孔式管脚替代方案,通过水力实验,对比研究了多孔式与少孔式两类管脚的阻力系数分布、流量与压降对应关系等流动特性。结果显示：ø12.0 mm的少孔式管脚与ø6.2 mm的多孔式管脚具有几乎相同的流动特性,均满足设计需求,本文提出的少孔式管脚替代方案可行;少孔式管脚具有更高的流动特性调节效率。本文给出了管脚阻力系数与其结构尺寸间的经验关系式,可供相关实验或工程参考。     

中国实验快堆接入系统工程建设

中国实验快堆是国内首座快中子反应堆,该工程项目以实现40%功率并网发电为目标,从而也成为国内首座快堆电厂。接入系统工程建设是实验快堆实现并网发电的关键工作之一。文章系统地介绍了中国实验快堆接入系统工程建设的总体情况。中国实验快堆接入系统工程的如期完工和正常运行,确保了中国实验快堆的顺利并网发电。实践证明中国实验快堆接入系统工程建设管理方法严谨、创新、得当,可资相关领域工作人员进行参考。     

气冷快堆燃料组件均匀化初步研究

气冷快堆是第4代核能系统候选方案之一,具有高温多用途、能增殖等优点。本工作以一气冷快堆的设计方案为研究对象,针对单组件模型和全堆芯模型,采用MCNP耦合ORIGEN的方法,计算了有关临界、燃耗过程的几个重要物理特性,比较了采用精细化结构和组件均匀化方法在计算精度、计算时间等的差别,说明了采用组件均匀化方法进行气冷快堆全堆燃耗计算的必要性和可行性。     

中国实验快堆调节棒价值测量试验研究

调节棒价值刻度试验是中国实验快堆物理启动中的一项重要实验。本文使用落棒法和周期法,分别对中国实验快堆净堆临界堆芯、首炉冷态堆芯和首炉热态堆芯两根调节棒的价值进行了测量,实验结果与堆芯设计结果符合较好。     

中国实验快堆控制棒驱动线抗震试验研究

本工作依据相关规范,参考当前核电厂控制棒驱动线抗震试验的先进技术,结合中国实验快堆控制棒驱动线的结构特点,对中国实验快堆安全棒驱动线进行了抗震鉴定试验研究.研究结果为其安全评审提供了重要数据.     

池式快堆系统分析软件稳态功能开发

针对目前我国快堆系统分析软件主要采用国外引进方式而导致难以掌握核心物理模型的现状,以中国实验快堆(CEFR)为研究和建模对象,基于中子动力学模型、堆芯及其热钠池模型、中间热交换器模型、一回路和中间回路热量传输系统模型、三回路模型等,自主开发了基于CompaqVisualFortran(CVF)的适用于稳态计算的池式快堆系统分析软件SAC-CFR。通过与中国实验快堆安全分析报告中数据进行对比,验证了所开发模型的精度,为下一步瞬态模型的开发及控制和保护系统的开发做准备。     

中国实验快堆中子能谱测量实验研究

中子能谱是反应堆的一项重要参数,在快堆中,中子能谱直接决定其增殖与嬗变性能。中国实验快堆是我国第一座钠冷快中子堆,需测量其中子能谱。本文利用活化法在堆芯两个位置进行辐照实验,利用解谱程序处理得到这两个位置的中子能谱。实验结果表明,两个位置的中子能谱与理论计算值基本一致。     

快堆堆芯水平抗震分析的单组件初步分析

快堆堆芯抗震分析是堆芯设计的重要组成部分，它将为堆芯在地震作用下的结构完整性评价和堆芯反应性变化分析提供必要的数据，同时为控制棒的可插入性评价提供参考。本文采用日本有限元程序FINAS，以中国实验快堆为例，对快堆堆芯水平抗震的计算方法和模型进行了研究，完成了单组件预分析，其中包括模态分析、自由振动分析和与刚性墙壁的碰撞分析，为堆芯多组件水平抗震分析作好了准备。     

基于Flowmaster的中国实验快堆汽轮机组仿真研究

汽轮机组在中国实验快堆(CEFR)三回路中承担了将热能转换为电能的重要作用,但自安装以来,未在40%P0(P0为满功率)以上工况下运行,故需对其进行必要的仿真模拟。本文根据CEFR中汽轮机组的实际模型,通过Flowmaster仿真平台建立了汽轮机组的仿真模型。利用该模型,得到了满功率运行工况下的稳态结果,该结果验证了设计参数。同时,完成了由满功率到40%P0工况下的瞬态仿真模拟,验证了汽轮机组的部分性能和运行情况。仿真结果表明,利用Flowmaster建立的仿真模型运行情况基本符合设计要求,并为实际运行提供了一定的参考价值。该模型对后续验证快堆三回路其他系统的仿真模型具有一定的参考意义。     

利用中国实验快堆生产放射性同位素的可行性研究

中国实验快堆（CEFR）不仅能进行各种燃料、材料辐照实验,也是放射性同位素生产的优良平台。本文对CEFR的辐照性能进行了描述,并利用计算程序对适宜在CEFR上生产的同位素³²P、³³P、³⁵S、⁸⁹Sr、¹⁴C、⁶⁰Co进行理论计算,得到了产量和比活度等参数。计算结果表明,在CEFR堆芯辐照可得到纯度极高的³²P、³³P、³⁵S,利用快中子的（n,p）反应可得到无载体的⁸⁹Sr,在CEFR反射层布置慢化材料可得到比活度较高的¹⁴C、⁶⁰Co。以上结果表明,在CEFR上生产同位素是可行的。     

中国实验快堆中的238U裂变反应率测量实验研究

由于²³⁸U裂变反应率在中国实验快堆(CEFR)中是一非常关键的指标参数,因此,在CEFR的首次物理启动工作中对其进行了实验测量。在实验过程中,利用高贫化的UO₂（²³⁵U-0.002%）直接进行了²³⁸U裂变反应率的绝对测量;利用国产贫铀片（²³⁵U-0.335%）、高浓铀片（²³⁵U-90%）组合方式间接进行了²³⁸U裂变反应率的测量。给出两种方法与理论值的对比和轴向及径向的相对分布。本实验为²³⁸U裂变反应率测量提出一新的选择方案,并验证了其可靠性。     

基于示范快堆的ADS次临界快堆堆芯研究

选取中国示范快堆作为次临界快堆参考堆芯,研究次临界快堆作为嬗变PWR(U)乏燃料中次锕系元素的可行性。中国示范快堆堆芯设计是参考目前正在建设的俄罗斯示范快堆BN-800。次临界快堆堆芯在示范快堆堆芯基础上去掉中间7盒组件放置铅靶组件,控制棒组件用含贫铀和次锕系元素(MA)的组件代替,转换区组件用反射层组件代替。采用MCNPX和ORIGEN2程序作为计算软件。计算结果表明:次临界快堆中加入MA后能够保持一定的次临界度且具有较好的嬗变效果,因此,选取示范快堆堆芯作为ADS次临界快堆的参考堆芯研究是可行的。