YBW临界装置技术改造后的首次临界试验和零功率物理试验

报告了技术改造后的YBW临界装置首次临界试验和零功率物理试验及试验结果。试验表明:技术改造后,YBW临界装置的系统和设备能正常执行其功能,保护系统和堆芯反应性控制系统等符合设计要求,反应堆能够安全地正常运行。该装置可以用于开展反应堆物理实验研究。     

秦山第二核电厂物理试验管理

核电厂物理试验是验证反应堆核设计安全性的重要项目之一。秦山第二核电厂通过多堆年对物理试验管理的持续改进,制定了物理试验监督要求;结合试验文件,组织机构控制,试验流程控制,试验人员、设备、方法等各方面的管理,形成了一套较为完善的物理试验管理体系;为物理试验的安全、质量和时间控制提供了保障。     

18 CEFR物理启动温度反应性系数测量试验方法

CEFR在首次临界试验完成后，由净堆临界装载向运行装载冷态过渡。完成一系列物理试验后，在提升功率之前，逐渐向运行装载热备用态过渡（此时，反应堆的功率仍为零）。这时，反应堆的介质温度从250℃上升到360℃。由于堆芯材料温度和钠冷剂温度的变化引起了钠密度、燃料组件尺寸、钢反射层组件尺寸变化、Doppler效应以及栅板联箱径向膨胀导致堆芯径向尺寸改变的效应，使得堆的反应性发生改变。CEFR物理启动温度反应性系数测量试验就是测量CEFR从250℃等温加热到360℃时由于温度的变化所引起的反应性变化。     

铀溶液核临界装置物理试验研究进展

对于使用液体燃料的溶液堆，其结构比较复杂，现有计算程序的计算精度有限。MCNP程序对各种几何结构虽均有较强的适应性，但对于该程序的使用，尤其是数据库的选取需要通过校算基准例题和临界试验进一步确认。通过零功率物理试验，也可以为溶液堆的设计与运行提供一定的参考数据。     

六边形套管型燃料堆芯临界物理试验方案设计研究

为验证六边形套管型燃料堆芯核设计计算程序CELL和CPLEV2的计算精度和可靠性,本文根据六边形套管型燃料堆芯临界物理试验内容,提出了11个堆芯临界物理试验方案,并进行了计算论证分析。其中,临界质量测量方案考虑了计算与实际有偏差时,可以对堆芯布置进行微调,确保全提棒有效增殖因子与临界状态的偏差在可接受范围内。论证结果表明,本文提出的堆芯装载方案满足堆芯核设计程序可靠性检验要求,可以作为六边形套管型燃料堆芯临界物理试验方案。      

核电厂堆芯物理试验功率亏损和功率系数项目的探讨

核电厂首次临界和后续燃料循环都需要进行一系列的试验,其中包括堆芯物理试验,目的是验证堆芯设计计算的正确性。国内压水堆核电厂物理试验由于堆型差异,存在多种堆芯物理试验管理文件。目前,国家核安全局（NNSA）的审评参照法国体系,将堆芯物理试验的文件（堆芯物理试验监督要求GORX）作为最终安全分析报告（FSAR）技术规格书的...     

医用同位素生产堆零功率物理试验研究

中国原子能科学研究院于2007年初受中国核动力研究设计院的委托,为新型医用同位素生产堆（MIPR）技术研究进行了一系列零功率物理实验。实验包括：最小临界质量测量、控制棒微分、积分价值测量、临界棒位和后备反应性测量、停堆深度测量、温度系数测量、气泡效应测量。     

压水堆零功率装置上的堆物理和物理启动模拟试验

本文研究了围板对堆芯中子经济的影响，通过不同厚度的零功率反应堆物理实验，验证了理论预计的结果。介绍了秦山核电厂物理启动模拟试验，验证了方案的可行性，安全性，并为物理启动方案的深化提供了价值的依据。     

少群截面随燃耗与硼浓度变化特性的计算分析

本文以一个中小型核电站堆芯为例,分析计算了中子扩散少群截面参数随燃料的燃耗、堆芯的临界硼浓度的变化特性,以及这种特性对堆芯剩余反应性、临界硼浓度、功率分布和同位素产量计算的影响。     

CANDU反应堆物理程序和方法

简要介绍了加拿大原子能公司目前用于ＣＡＮＤＵ反应物理设计和分析的计算机程序和方法,对栅元,超栅元和堆芯三种计算方法及相应的计算机程序进行了讨论。对物理分析中每 理论表达和应用的求解方法也作了说明。     

脉冲堆辐射监测与屏蔽试验

本文介绍了我国第一座脉冲堆辐射监测和屏蔽的测量结果,并与理论计算做了比较。测量证明本堆是安全的。     

微型临界堆芯硼中毒效应实验研究

介绍了利用硼中毒法测量微型临界堆芯硼中毒效应的实验研究结果。为了研究硼酸在该堆芯中的中毒效应,利用硼中毒法采用数字反应性仪和自动电位滴定仪及秒表测量了硼微分价值、堆芯临界硼浓度、堆芯后备反应性等。实验结果表明:实测值与理论计算值相符,结果可信;该实验结果可用于验证理论计算,也可为该堆型的带功率运行提供参考。     

A Proposal of Benchmark Calculation on Reactor Physics for Metallic Fueled and MOX Fueled LMFBR Based upon Mock-up Experiment at FCA

In order to assess the validity of the cross section library for fast reactor physics, a set of benchmark calculation is proposed. The benchmark calculation is based upon mock-up experiments at three FCA cores with various compositions of central test regions, two of which were mock-ups of metallic fueled LMFBR's, and the other was a mock-up of a mixed oxide fueled LMFBR. One of the metallic cores included enriched uranium in the test region, while the others did not.

Physics parameters to be calculated are criticality, reaction rate ratios, plutonium and B₄C sample worth, sodium void reactivity worth, and Doppler reactivity worth of ²³⁸U. Homogenized atomic number densities and various correction factors are given so that anyone can easily perform diffusion calculation in two-dimensional RZ-model and compare the results with the experiments. The validity of the correction factors are proved by changing the calculation method and used nuclear data file.     

核电厂反应堆压力容器主螺栓超声检测方法研究

超声检测技术对主螺栓进行体积性检查是主螺栓在役检查实施的最佳途径。介绍主螺栓从中心孔内侧和螺栓端部执行检测过程中的试块设计、仪器选型、线缆选择及降噪处理、探头设计选型、信号识别分析以及缺陷信号评定、缺陷定位和测长等技术,该技术能有效检测出螺栓螺纹区和光杆区0.5 mm深的缺陷,信噪比可达12 dB以上,缺陷轴向定位精度可达±1 mm,周向定位精度可达±2 mm,完全满足相关规范标准和工程现场的实际应用需求。     

ADS反应堆物理研究中的稳态外源系统

给出了在ADS反应堆物理研究中所使用的稳态外中子源252Cf的有关问题。它包括了所使用的252Cf中子源的外形尺寸,包壳材料,焊接技术及试验所采用的标准;在ADS反应堆物理研究中传输252Cf中子源的“跑兔”系统;252Cf中子源储存容器设计及中子源位置的监督等问题。     

PWR核压力容器钢辐照效应综述

综合了国内外反应堆压力容器（RPV）钢的实验结果,归纳、分析了RPV钢的辐照参数、冶金因素对辐照效应的影响及其实践应用,对出现的现象和规律作了理论解释,并对辐照脆化机制和公认的规律作了介绍和总结。     

核反应堆物理确定论计算程序系统NECP软件包的研发与应用

NECP软件包是西安交通大学反应堆物理团队开发的确定论核反应堆物理计算程序系统,软件包包括自主化的NECP-Atlas、Bamboo、X和SARAX程序。NECP软件包经过了大量的验证与确认。数值结果表明,NECP软件包精度高,可满足不同反应堆物理计算需求,具有高度的通用性并实现了对压水堆的高保真建模和计算。目前程序已应用于我国大型压水堆项目、示范快堆项目等重点工程。应用结果表明,NECP软件包已达到甚至优于国际先进核设计程序水平,对我国核电软件自主化和核设计能力提升具有重要的意义。