5MW低功率堆物理启动

本文介绍5MW 低功率堆(5MW LPR)首次装料及首次临界试验。由于本堆使用有燃耗的燃料元件,铍作反射层,光激中子成为强的内中子源,其强度随着燃料元件装量的增加而增加。因此,装料时元件法外堆结果有较大的涨落,但整个装料过程是安全的。在次临界下,做了控制棒相对效率曲线,然后,提升控制棒,进行计数外推,达到首次临界。     

启明星Ⅱ号零功率装置铅堆堆芯首次物理启动

启明星Ⅱ号铅堆堆芯的首次物理启动旨在完成国内首座铅冷快堆零功率装置的装料与达临界,掌握堆芯安全特性。考虑铅堆堆芯使用两种燃料元件,临界元件数量较大,不同区域的中子能谱与燃料元件价值差异大的特点,首次物理启动对启动中子源与中子计数探测器进行了选取与验证,评价了模拟元件对中子的散射与吸收的影响,制定了分区外推的装料方案。按照装料方案,铅堆堆芯完成了装料,安全实现了首次临界,测量了模拟元件、燃料元件、安全棒和调节棒反应性。本文工作为后续实验运行提供了重要的实验参数与临界装载方案。     

控制棒价值对外推临界试验的影响分析

针对外推临界试验中应用控制棒价值的效果进行研究。在零功率反应堆上进行外推临界试验,基于外推临界试验中子计数,采用考虑和未考虑控制棒价值的外推方法进行分析。结果表明:在前几步外推临界过程,控制棒价值对外推临界棒位的影响较为明显,对指导外推提棒存在一定影响,未考虑控制棒价值的外推1/2添加棒位会出现超过临界棒位的情况;在外推临界过程中,考虑控制棒价值的外推方法更加准确,所得外推结果更加安全。      

金属铀钚核系统的瞬发中子衰减常数测量

采用Rossi-a方法开展了金属铀钚核系统在缓发临界和次临界状态下的瞬发中子衰减常数测量,获得了系统在缓发临界时的瞬发中子衰减常数αc.分析了衰减常数a与反应性的关系,并将其与次临界计数率倒数外推和次临界反应性外推的结果作了分析比较.结果表明,在缓发临界下直接测量的数据为0.835±0.005/μs,数据误差是Rossi-a和外推方法的1/6左右.     

中国实验快堆首次临界装料方案研究

本文对中国实验快堆的首次临界装料方案进行研究。分别给出首次临界装料方案的理论计算和试验结果,通过对比分析,对所采用的装料方案进行评价,同时对计算程序进行验证。研究结果表明,中国实验快堆物理启动过程中所采用的装料方案能顺利完成整个装料过程,满足试验要求,且理论计算结果与试验结果符合较好,说明选用的计算程序可用于中国实验快堆临界装料方案研究。     

启明星1#次临界实验装置上的外推实验

启明星1#次临界实验装置是“973”项目——加速器驱动洁净核能系统(ADS),02课题为研究次临界反应堆中子学,进行次临界反应堆中子学实验,校核理论计算程序,检验核数据而设计建造的实验平台。2005年,在启明星1#上进行了一系列工作:上半年,进行了启明星1#实验装置的安装调试和实验仪器的准备;7月18日举行了首次装料仪式;之后,用Am-Be中子源驱动次临界装置,测量启明星1#的中子学特性;于10～11月,实现了高压倍加器与次临界反应堆的对接。外推实验是已进行的一系列实验中的一项。先后用Am-Be源、D-T源、D-D源做外推实验,以得到在不同能谱的外…     

反应堆物理启动提棒外推临界修正方法

反应堆物理启动提棒外推临界时,外推临界曲线常出现外凸现象。若按此曲线外推,将导致超临界。本文分析了出现这种现象的原因,引入一种外推临界修正方法,并进行了实例计算。与实际反应堆物理启动参数进行的比较表明：此方法较好地改善了曲线外凸现象,按修正后的曲线进行临界外推,可降低反应堆启动期间出现超临界现象的风险。     

反应堆物理启动提棒外推临界时考虑空间效应的修正方法

分析了反应堆物理启动提棒外推临界时,外推临界曲线经常出现外凸现象的原因.在消除中子源项方法的基础上,引入空间通量畸变因子的理论,提出了进一步消除反应堆空间效应影响的新的修正方法.利用该方法进行了实例计算,并将计算结果与反应堆物理启动的实际数据和采用消除中子源项修正方法的结果进行了比较.结果表明:新方法能更好地改善曲线外凸现象,用修正后的曲线进行临界外推,可以更加快速准确地确定临界棒位.     

中国实验快堆临界试验研究

中国实验快堆作为我国第1座快堆,于2010年7月21日取得首次净堆临界,完成一系列物理启动试验之后逐步取得冷态临界和热态临界。在临界试验过程中,采用了用控制棒进行临界外推的方法,顺利完成了3个状态的临界外推过程。临界试验的分析结果表明所采用的方法是合理有效的,且针对试验的相关理论计算结果是准确的。首次临界和冷态临界的最终临界状态下控制棒棒位的试验结果与理论计算结果的对比表明,两者符合良好。     

反应堆启堆用智能化外推临界装置堆上考验试验

反应堆启堆用智能化外推临界装置用于反应堆临界试验过程中进行自动计数和自动外推临界.该装置在用于外推临界试验之前必须在零功率反应堆或其它反应堆上进行考验试验.论文叙述了研制的反应堆启堆用智能化外推临界装置在零功率堆上考验试验的情况及试验结果.试验结果表明:智能化外推临界装置具有自动计数和自动外推临界的功能,且外推结果偏差...     

堆芯功率分布对CCTF试验再淹没现象影响的评价研究

以圆柱形堆芯试验装置（CCTF）为研究对象,采用轻水堆冷却系统事故工况的瞬态行为最佳估算程序（RELAP5）和自主化堆工设计与安全分析程序（LOCUST）,开展堆芯功率分布对CCTF C2-SH2（Run54）试验工况再淹没现象影响的评价研究。研究表明:①计算所得下降段压降、堆芯压降、堆芯出口蒸汽质量流量等计算结果与试验结果吻合较好;②对于堆芯1.015 m处平均通道包壳峰值温度的计算,RELAP5和LOCUST程序计算的包壳峰值温度分别为816 K和813 K,试验结果为898 K,计算值比试验值低约82 K,平均通道包壳温度最后稳定在400 K左右,计算结果与试验结果一致。因此,本研究结果表明LOCUST程序能够较好地对大破口失水事故（LBLOCA）中再淹没阶段的瞬态过程进行模拟。      

PC—1500微机在反应堆物理启动中的应用

本文介绍了用PC-1500微机实现反应堆物理启动外推临界的原理和方法,并与作图法外推结果进行了比较。     

临界实验装置水位外推达临界方法优化研究

带乏燃料的临界实验装置可用于开展乏燃料贮存相关的临界实验研究,考虑到其具有较高放射性,因此开展实验时最佳方法是水位外推达临界方法。目前该带乏燃料的临界实验装置尚未建成,遂使用与其堆芯结构、物理特性相似的铀棒栅轻水慢化临界实验装置开展水位外推达临界方法的模拟实验。在该实验中,由于水的屏蔽作用随水位上升不断加深导致无法得到正常的外推曲线。本文通过蒙特卡罗程序模拟外推过程,研究了中子源与探测器在不同的相对位置处中子计数率随水位变化的规律,给出了探测器与中子源的优化布置方案。此外,还提出一种以水位价值作为外推参数的外推方法,消除了水位高度外推时水位系数不均匀的影响,使得外推结果更准确。     

铀溶液核临界安全实验装置首次物理启动

介绍了用于核临界安全问题研究的铀溶液实验装置,给出了在活性区全水反射层情况下首次物理启动时的核燃料装料步骤。用外推法、内插法、功率稳定法实验测定的硝酸铀酰溶液的临界体积为20479.62mL,从而给出235U的临界质量为1579.184g。最后给出控制棒价值的实验刻度等。     

A three-dimensional collision probability method: Criticality and neutron flux in a hexahedron setup

In this work, the collision probability (CP) method is applied to the solution of the one-group criticality problem for a hexahedron. The method is implemented with the spatial domain being partitioned into zones, where the flat-flux approximation is used. A numerical method is employed for computing the required collision probabilities. The method is based on the subdivision of the spatial zones into elements and on the assumption that the interaction between an emission element and a collision element occurs only along the path that connects their centers of mass. The calculation is repeated, increasing the number of elements successively and using Richardson extrapolation to accelerate the convergence of the sequence of results. Some sample cases are studied in detail and a comparison with results from diffusion theory is presented.     

核临界事故报警系统布置分析方法研究

本文阐述了布置核临界事故报警系统的意义和原则,分析了核临界事故可能发生的机理,初步建立了一套核临界事故情景假设分析方法。研究了最小临界事故源项计算方法以及三维剂量场分布计数的方法,采用各设备最小临界事故剂量场分布最小值等高线图的方法来从众多剂量场分布图中优化选取合适的核临界事故报警系统布置点位,以确保其可以覆盖到每个具有核临界事故风险的设备,并对核临界事故报警系统探头类型选择的原则和方法进行了分析。