板状燃料元件流道堵塞事故预防与探测技术研究

板状燃料元件用于研究堆中表现出良好的辐照性能。通过对国内外一些使用板状燃料元件研究堆堵流事故实例的调研,发现板状燃料元件板间的栅距通常很小,堆芯冷却剂流道狭窄,堵流事故的发生大都由异物进入流道或燃料肿胀引起。选取中国先进研究堆(China Advanced Research Reactor,CARR)作为特征研究对象,采用RELAP5/MOD3.2热工计算程序,对CARR堆芯、堆本体、单盒组件、堆外冷却回路等进行了热工水力模拟计算,结果表明:当反应堆功率提升时,堵塞的流道内燃料组件温度上升,冷却剂开始发生沸腾,功率会发生明显波动。通过中子注量率与功率的监控以及燃料温度的分析,有助于及早探知和预防堵流事故的进一步发展扩大。     

托卡马克氦冷板状状件包层聚变-裂变混合堆安全分析

本文对以托卡马克为聚变装置、氦气冷却板状元件包层的聚变-裂变混合堆进行了稳态、卸压和全厂断电断流的热工分析。文中给出设计参数、HYBRID 程序计算的结果和对概念设计的安全评价,并提出一些改进设计的建议。     

脉冲堆中子源元件技术设计

本文利用笔者导出的计算公式,对脉冲堆中子源元件进行了计算校核.最终得出脉冲堆中子源元件可以随堆运行的结论,并进行了必要的讨论。     

球床包层聚变—裂变混合堆热工安全分析

球床包层混合堆与板状元件包层混合堆相比较，前者在核燃料生产和安全方面可能具有更多的优越性。本应用ＴＨＥＲＭＩＸ程序和辅助程序对我国开发的托卡马克堆芯氮气冷却球床包层聚变－裂变合堆的包层进行了热工计算。计算中考虑了不同的燃料球材料及稳态，卸压和断流事故工况。计算结果表明，只要选用合适的燃料球材料和设置适当的控制保护系统，具有快速卸料罐的托卡马克堆芯氦气包层聚变－裂变混合堆的概念设计在安全上的可行的。     

脉冲堆燃料元件设计引论

本文总结了脉冲堆燃料元件设计经验,论述了脉冲堆工作特点、燃料性能、燃料元件设计准则和设计内容,对脉冲堆燃料元件设计提出了指导性建议。     

中国先进研究堆稳态热工水力计算程序开发

针对中国先进研究堆(CARR)的具体特点开发了堆芯多通道热工水力计算程序ECARR。通过对全堆芯的数值模拟，得到了堆芯流量分配和非对称冷却条件下板状燃料元件的温度场，为进一步分析燃料元件的温差热应力等其它参数提供了所需数据。同时还对堆芯最热通道进行了热工水力计算及相应准则的判定。各参数符合CARR热工水力设计准则要求。     

研究性反应堆的发展近况

本文概述六十年代中期以后研究堆的发展情况。从1966年底以后建成的研究堆为52座,只占迄今已建成研究堆的13.3%左右,但许多新建成的堆各具特色,性能良好。快堆在新建的工程试验堆中占很大比例。中子源用堆的发展趋势是重质而不重量。各国对研究堆用燃料元件有降低铀浓缩度的趋势。     

COBRAⅢC／MIT－2程序的改进及其在高通量研究堆中的应用

将堆芯子通道热工水力分析程序ＣＯＢＲＡⅢＣ／ＭＩＴ－２的水物性、临界热流关系式、泡核沸腾起始点判断公式等加以修正或扩充，使之能用于低温低压下研究堆或实验堆的分析。利用改进的ＣＯＢＲＡⅢＣ／ＭＩＴ－２，对日本板状元件高通量研究堆ＪＲＲ－３Ｍ在不同基准流速下以及不同流道阻塞率下的热工水力特性进行了分析计算，所得结果与日本原子能研究院开发的热工水力分析软件ＣＯＯＬＯＤ的相应预测结果符合良好。     

乏燃料后处理萃取分离设备——混合澄清槽的研制

针对研究堆元件的处理，本工作以“十五”期间用于动力堆元件的混合澄清槽为基础，进行适当改进，研制适用于研究堆元件后处理Purex工艺的萃取分离用混合澄清槽。主要改进包括以下几个方面。     

高通量工程试验堆燃料元件加深燃耗与出堆脱水试验中的热工性能测量

高通量堆装有温度-流量测量装置的仪表燃料元件是第二炉加深燃耗试验重要的堆芯监测手段,也是燃料元件经深燃耗运行之后出堆脱水试验唯一的监测手段.本文论述在这两项试验中燃料元件热工性能的实测结果.该仪表燃料元件经两炉高功率运行后,积分功率达到90.88兆瓦日,大大提高了燃耗指标.     

快堆燃料组件局部堵流实验研究工作

本文介绍了在莫尔核能研究中心进行的快堆安全实验。实验工作在堆内钠回路中进行。被试验的快堆元件棒束在堆内辐照。在组件中有一个堵塞装置。人为地切断堵塞装置中的冷却流量而引起钠沸腾和元件熔化事故。试验表明,由于堆芯流道堵塞而引起元件损坏事故蔓延的可能性可以排除。     

铀氢化锆元件小型动力堆应用可行性分析

介绍了铀氢化锆燃料元件的主要性能和特点(尤其是热物理性能和堆内辐照性能),以及将铀氢化锆元件应用于动力堆所完成的一些研究概况.在此基础上,对铀氧化锆元件小型动力堆的技术可行性进行了论证和分析.结果表明:将铀氢化锆元件作为小型动力堆元件在燃料元件方面不存在严重的技术问题;使用细棒铀氢化锆元件的小型动力堆仍有较大的瞬发负温度系数,具有一定的固有安全性.     

中国先进研究堆堆芯流量分配计算

针对中国先进研究堆(CARR)正常运行强迫循环工况和自然循环工况下堆芯内冷却剂流动方向相反的特点,开发了堆芯流量分配计算程序。程序针对这两种运行工况进行了全堆芯的数值模拟,得出堆芯流量分配计算结果和非对称冷却条件下板状燃料元件的温度场。计算发现两种工况下堆芯内各通道的流量份额变化不大,表明流量分配主要取决于通道几何形状和尺寸,基本可以忽略功率分布不均的影响。     

5MW低功率堆物理计算

本文介绍5MW 低功率堆(5MW LPR)的物理设计。堆芯32盒燃料元件按入堆初始燃耗分三区布置,可提供的总后备反应性△k_(eff)=0.09084。后备反应性的裕量很大,运行寿期受入堆元件初始燃耗的限制。卸料元件~(149)Sm 含量的减少释放正的反应性,故在达到平衡氙后的几天里,将会引起控制棒下插。     

高通量工程试验堆堆芯燃料元件温度和流量测量

论述了高通量工程试验堆堆芯燃料元件的温度-流量测量装置及其测量系统,论述了在反应堆提升功率、首炉全寿期运行试验和第二炉加深元件燃耗试验中仪表燃料元件在稳态与动态测试方面的应用情况,论述了确定肋下热点温度的方法,进行了误差分析,介绍了燃料元件出堆脱水试验。该测量装置成功地用于高通量堆的高功率、深燃耗安全运行,燃料元件 随堆辐照及各种试验研究。装有本测量装置的仪表燃料元件经过两炉运行,积分功率达到9088MWd,最大点燃耗约为64.9%,从而大大提高了高通量堆燃料使用的经济性。     

10MW高温气冷实验堆乏燃料元件贮存中放射性裂变产物的安全分析

高温气冷堆乏燃料元件的放射性裂变产物绝大部分滞留在燃料元件中。10MW高温气冷实验堆在设计寿命内将卸出约9万个乏燃料元件,其放射性裂变产物的活度高达1.9×1017Bq,因此正确实施乏燃料元件的贮存,减少放射性裂变产物向环境中释放和进行有效的屏蔽是极其重要的。本文根据乏燃料元件中放射性裂变产物的计算结果和德国高温气冷堆乏燃料元件贮存的经验．对我国10MW高温气冷堆乏燃料元件贮存中放射性裂变产物进行了安全分析。     

高通量工程试验堆80盒元件堆芯研究

通过理论分析和运行结果比较了高通量工程试验堆８０盒、６０盒工件堆芯性能。结果表明，ＨＴＦＴＲ８０盒元件堆芯在允许功率、材料辐照和单晶硅掺杂、钼锝同位素生产等方面与６０盒元件堆芯性能相同。８０盒元件堆芯更有利于５００ｋＷ回路入堆后堆的运行，有利于大幅度提高高比度＾６０Ｃｏ医疗源产量和元件利用率。     

重水堆燃料元件裂变气体测量技术研究

根据重水堆燃料元件空腔体积小的特点,设计重水堆燃料元件裂变气体测量装置,开展裂变气体释放测量工艺、刺孔技术、裂变气体测量技术和裂变气体加压取样技术研究,确定工艺流程和参数,通过保压实验和准确度测量实验验证系统密封性和体积测量,建立了重水堆燃料元件裂变气体测量技术,实现重水堆燃料元件裂变气体测量。     

HFETR堆内燃料元件吊装万向工具研制

描述了高通量工程试验堆（简称ＨＦＥＴＲ）堆内燃料元件吊装万向工具研制的原因，该工具的结构，原理，特点及其在ＨＦＥＴＲ堆内燃料元件吊运中的意义。     

高温气冷堆燃料元件固有循环安全特性的研究

介绍了高温气冷堆TRISO型的包覆燃料颗粒及球形燃料元件的结构特点及其安全原理.高温气冷堆具有低功率密度特点和负温度反应性特点,其与球形燃料元件有安全循环关系,实现了高温气冷堆固有循环安全特性.