改进的源倍增方法测量控制棒价值

该文给出了改进的源倍增方法测量控制棒价值的原理,在高富集度235 U燃料元件转换为低富集度235 U的微型中子源零功率反应堆上进行研究,实验测量微型中子源零功率反应堆中心控制棒的价值,与周期方法相比在2%内符合,但减少了测量时间。该方法为今后加速器驱动次临界系统ADS的次临界在线监督提供一种可能的方法。     

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。     

反应堆内置式控制棒水压驱动回路技术研究

根据内置式控制棒水压驱动技术的特点,提出离心泵连续运行和隔膜泵间歇运行2种驱动回路设计方案,并从振动噪声和耗功的角度对2种方案进行计算、分析和比较。针对隔膜泵间歇运行方案,以某反应堆冷态调试工况为例,计算分析驱动机构水压缸泄漏流量和控制棒动作间隔时间对充水间隔时间和泵运行时间的影响。结果表明,离心泵连续运行方案适用于控制棒数目较多、泄漏流量较大的工况;当泄漏流量较小时,采用隔膜泵间歇运行方案,通过选择合适的隔膜泵流量和储水箱气水比,可减少泵运行时间、增加储水箱充水间隔时间,并减小振动、噪声以及降低功耗。     

冲击载荷下核动力船只控制棒的动态响应研究

对于核动力船只,当受到冲击载荷作用时,尤其是沿竖直方向的冲击载荷作用时,反应堆的控制棒会产生一定的位移,改变反应堆的反应性,影响反应堆的正常运行,进而会影响到船只的正常航行。在此,通过建立合理的计算模型,研究了核动力船只仅受竖直方向冲击载荷作用时控制棒的位移与加速度的响应情况,并给出了反应堆基频与载荷作用时间对控制棒位移响应的影响情况。     

反应堆内置式控制棒水压驱动回路技术研究

根据内置式控制棒水压驱动技术的特点,提出离心泵连续运行和隔膜泵间歇运行2种驱动回路设计方案,并从振动噪声和耗功的角度对2种方案进行计算、分析和比较。针对隔膜泵间歇运行方案,以某反应堆冷态调试工况为例,计算分析驱动机构水压缸泄漏流量和控制棒动作间隔时间对充水间隔时间和泵运行时间的影响。结果表明,离心泵连续运行方案适用于控制棒数目较多、泄漏流量较大的工况;当泄漏流量较小时,采用隔膜泵间歇运行方案,通过选择合适的隔膜泵流量和储水箱气水比,可减少泵运行时间、增加储水箱充水间隔时间,并减小振动、噪声以及降低功耗。     

微型反应堆设计、运行经验总结

微型反应堆从原型微堆到商用微堆走过了十多年的历程。在设计、运行方面积累了丰富的经验，集中到一点就是如何处理好经济性与安全性这一对矛盾，即既要使建在人口稠密地区的微堆，确保其安全，不会发生任何的核事故，又要在有限大小的铍环反射层内，选择合适的氢原子和铀２３５原子比例的栅元，使设置在铍环反射层中的辐照孔道内，由较低的堆功率获得较高的中子通量密度，尽可能获得长的运行时间和炉寿期。一般反应堆炉寿期较短，经过１－２年就换料。然而微堆的炉寿期有２０－３０年。制约微堆炉寿期的主要因素不是后备反应性，而是核燃料元件包壳的腐蚀速率，如何监测微堆微量的核泄漏、防止其周围环境不被污染是微堆运行过程中一个突出问题     

控制棒失控抽出工况下MNSR反应堆瞬态特性的研究

利用热工水力学程序RETRAN-02和反应堆物理计算程序MARIA,计算和分析了微型中子源反应堆MNSR的瞬态特性。计算得到的事故序列和后果与实验值进行了比较。为了研究Doppler效应,考虑了反应堆的有效共振积分。计算了反应性温度系数的权重因子。     

“华龙一号”控制棒驱动机构设计研究

控制棒驱动机构是反应堆控制和保护系统的伺服机构,它是反应堆本体中唯一的动设备,其安全性和可靠性直接影响到反应堆的安全与运行,特别是在事故工况下,控制棒驱动机构必须能够完成快速落棒,实现安全停堆。本文根据"华龙一号"核反应堆控制棒驱动机构的设计要求,结合以往工程与科研经验,对决定控制棒驱动机构安全性和可靠性的关键零件"钩爪和连杆"的制造工艺进行了设计研究,根据研究结果确定了最佳的工艺参数,并按照该工艺进行了样件试制,最后,利用控制棒驱动机构整机对样件进行了热态寿命考核。结果表明,采用本文确定的最佳工艺参数制造出的钩爪和连杆零件具备较高的硬度和良好的耐磨性,经历1500万步热态寿命试验后,仍有一定运行余量,可充分满足第三代压水型反应堆控制棒驱动机构在安全性和可靠性方面的设计要求。     

冷中子源堆内部件失效分析

反应堆的冷中子源装置以液氢作为慢化剂,冷中子源堆内部件的安装位置靠近反应堆堆芯。基于对冷中子源及反应堆安全性影响的考虑,本文对冷中子源堆内部件在各种运行工况(包括失效事件)的状态及事故后果进行了分析。结果表明,堆内部件的失效影响仅局限于冷中子源内部,不会对反应堆安全造成危害。     

控制棒驱动机构电流监测与故障诊断技术研究

控制棒驱动机构作为反应堆控制和核安全保护系统的执行机构，对其运行状态进行有效监测是防止反应堆发生控制棒卡棒、滑棒和驱动失灵的重要措施。本文在分析控制棒驱动机构动作原理的基础上，通过对驱动机构探测方法、信号分析处理方法以及故障鉴别方法的研究，实现了对控制棒驱动机构的电流监测与故障诊断，为驱动机构电流监测与故障诊断系统的应用奠定了技术基础。      

Parametric tests and measurements after shimming of a beryllium reflector in a miniature neutron source reactor (MNSR)

After 10 years operation of Pakistan research reactor-2 (PARR-2), a miniature neutron source reactor (MNSR), a beryllium reflector was added to compensate the loss of reactivity due to burn up of fuel. Beryllium shim plates have been placed at the top of the core in a tray provided for this purpose. The control rod was dismantled and withdrawn from the core and the reactor was made subcritical with cadmium shimming. To monitor the neutron population during this experiment, two additional neutron monitoring channels based on BF₃ were installed around the core. Measurement of important Parameters such as effective delayed neutron fraction, decay constant, excess reactivity, control rod worth, temperature coefficient of reactivity, thermal neutron flux, cadmium ratio was done after the addition of Be reflector. Increase in reactivity worth due to addition of Be shim was 1.0 mk.     

Investigation of BeO as a reflector for the low power research reactor

Calculations of the fuel burnup, core excess reactivity, and the reactivity worths of the top beryllium shim plates for two reflector types (beryllium and beryllium oxide (BeO)) in the Miniature Neutron Source Reactor (MNSR) have been presented in this paper using the GETERA and MCNP4C codes. The results showed that the reactor infinity multiplication factors were 1.7030 and 1.6824, the core unadjusted excess reactivities were 31.9 and 5.0 mk, and the reactivity worths of the top beryllium shim plates were 22 and 19 mk for the BeO and Be reflectors respectively. Finally, using the beryllium oxide instead of the existing Be reflector in the MNSR reactor increased the core excess reactivity and reactor operation time.     

Simulation Research on Control System of MNSR

By the theoretical analysis of the Miniature Neutron Source Reactor (MNSR) control system, the corresponding Simulink model was established and the simulation analysis of the MNSR control system was carried out. To facilitate the stability analysis, the mathematical model of the MNSR control system was reduced and discretized, based on the open-loop transfer function after reduction and discretization, the stability analysis was performed using the rltool analysis toolbox of the Matlab, and the critical gain for different sampling time was obtained. The calibration of the proportional coefficientK_p for the PID controller at different sampling time Ts was carried out with the introduction of positive step reactivity in the steady-state operation of the reactor, and the optimal calibration values ofK_p at different sampling time were determined. The optimal differential coefficientK_d at differentT_s andK_p was calibrated. After calibrations ofT_s,K_p andK_d, the reactor neutron flux density, control rod velocity and response to control rod introduction reactivity at negative step reactivity input and slope reactivity input were analyzed atT_s=60 ms,K_p=2 500 andK_d=300. The results of the simulation analysis show that the Simulink modeling about the MNSR control system is accurate and the analytical data are reliable, which provides a theoretical basis for software and hardware designs of the MNSR control system.     

MNSR控制系统仿真研究

通过对微型中子源反应堆（MNSR）控制系统理论分析,建立相应的Simulink模型,开展MNSR控制系统的仿真分析。为便于稳定性分析,对MNSR控制系统的数学模型进行了降阶和离散化,在降阶和离散化后的开环传递函数的基础上,利用Matlab工具的根轨迹分析工具箱,进行了稳定性分析,得到了不同采样时间下的临界增益。在反应堆稳态运行时引入正的阶跃反应性的情况下,进行了不同采样时间T_s下的PID控制器的比例系数K_p的整定,确定了两个T_s下的K_p的最佳整定值。随后,整定了不同T_s和K_p下的最佳微分系数K_d。T_s、K_p和Kd整定后,在T_s=60 ms、K_p=2 500和K_d=300的情况下,分析了负阶跃反应性输入和斜坡反应性输入时的反应堆的中子通量密度、控制棒速度以及控制棒引入的反应性的响应。仿真分析的结果表明,有关MNSR控制系统的Simulink建模准确,分析数据可靠,为MNSR控制系统的软硬件设计提供了理论基础。     

拓宽微堆的应用

针对微堆注量率低 ,运行时间短 ,制备的中短寿命同位素放射性比度低 ,应用困难。从 2 0世纪80年代以来 ,仪器的微量元素分析技术飞速发展 ,造成中子活化分析的市场日益萎缩。深圳大学根据市场的需要 ,不断进行微堆技术改造。将处于微堆侧面铍反射层中的内辐照管改为超热辐照管和添加顶部铍反射层 ,提高了后备反应性。建立超热活化分析和循环活化分析方法 ,制备了医用放射性玻璃微球。在改善微堆运行性能的基础上 ,拓宽微堆的应用 ,摸索一条新的发展道路。     

原型微堆低浓化初步研究

利用蒙特卡罗计算程序,对高浓铀为燃料的原型微堆的有效增殖因数、控制棒价值、上铍反射层价值以及辐照座内的中子注量率等参数进行了计算。将计算值与实验结果进行了比较,两者基本相符。在原型微堆堆芯尺寸保持不变的情况下,将堆芯燃料元件芯体用富集度为12.5%UO₂替换UAl和用锆包壳替换铝包壳,对堆芯燃料低浓化方案进行了计算,给出了方案的计算结果。并利用RELAP5程序计算了原型微堆低浓铀堆芯阶跃引入4.0 mk反应性情况下反应堆的相关参数。     

Burn up calculations for the Iranian miniature reactor: A reliable and safe research reactor

Presenting neutronic calculations pertaining to the Iranian miniature research reactor is the main goal of this article. This is a key to maintaining safe and reliable core operation. The following reactor core neutronic parameters were calculated: clean cold core excess reactivity (ρ_ex), control rod and shim worth, shut down margin (SDM), neutron flux distribution of the reactor core components, and reactivity feedback coefficients. Calculations for the fuel burnup and radionuclide inventory of the Iranian miniature neutron source reactor (MNSR), after 13 years of operational time, are carried out. Moreover, the amount of uranium burnup and produced plutonium, the concentrations and activities of the most important fission products, the actinide radionuclides accumulated, and the total radioactivity of the core are estimated. Flux distribution for both water and fuel temperature increases are calculated and changes of the central control rod position are investigated as well. Standard neutronic simulation codes WIMS-D4 and CITATION are employed for these studies. The input model was validated by the experimental data according to the final safety analysis report (FSAR) of the reactor. The total activity of the MNSR core is calculated including all radionuclides at the end of the core life and it is found to be equal to 1.3 × 10³Ci. Our investigation shows that the reactor is operating under safe and reliable conditions.     

深圳大学微堆的新进展

介绍深圳大学核技术所为解决微堆在运行中遇到的卡棒事故、反应堆容器腐蚀、水质管理等问题所采取的有效措施 ,并对深圳大学微堆环境进行长期监测。同时根据一个研究堆的事故教训进行深入研究 ,在微堆加设置安全监督计算机系统 ,核燃料元件包壳若发生破损 ,则该此系统会自动报警 ,故可严格控制核对周围环境的影响。在抓堆的安全的同时 ,积极开拓应用 :由于采取特殊措施 ,反应堆在额定工况下 ,连续运行时间从约 9h提高到约 4 0h ,提高了微堆运行性能 ,制备放射性同位素成为现实。建立了超热中子活化分析、循环活化分析 ,拓展核技术在医学上的应用 ,并取得了一些成果。     

Minimizing torque ripple in a brushless DC motor with fuzzy logic: applied to control rod driving mechanism of MNSR

A permanent magnet BLDC(brushless direct current) motor is used to move the control rod of a miniature neutron source reactor(MNSR). The BLDC motor drive is modeled using MATLAB/SIMULINK. Two main parts of the modeling are the inverter switching and the current control. Current control with chopping used to minimize the torque ripple of the MNSR control rod drive. Fuzzy logic current control together with soft chopping control shows the best response of all the three strategies. The prototype drive mechanism has an ATmega32 controller and power MOSFET switches. The simulation results are compared with experimental drive mechanism.     

开发微堆潜力的设想

微堆存在二个潜在资源 ,即附加补偿棒和池水。在确保安全的前提下 ,可将它们挖掘并加以利用。设置附加补偿棒 ,把闲置的顶铍反射层的后备反应性加以利用并逐步释放。微堆为“罐 池”结构 ,运行时堆水与池水存在较大温差 ,2 7t池水可作为一大的冷源 ,通过池水中的螺旋冷却器冷却 1 4t堆水 ,可获得较多的温度效应。采取了这两项措施之后 ,可大大延长微堆的可连续运行时间 ,改善它的运行性能 ,拓宽了微堆的应用 ,提高其寿期内的价值