微堆运行及应用

深圳大学微型反应堆,从1988年11月21日正式投入运行以来已达4年。由于与原型堆存在地理、人员及应用方向上的差异,在4年的运行中遇到了一些新问题,积累了一些新经验。 1 反应堆的运行深大微堆自投入运行以来,累积运行了     

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。     

美关注微堆的军事应用

正美国核能协会(NEI) 2018年10月4日发布技术报告《在美国国防部国内设施部署微堆的路线图》,认为微堆可以很好地满足国防设施的能源需求,应用前景广阔。报告介绍了在国防设施建设首座微堆的时间表和可能面临的挑战,并为应对相关挑战提出了建议。美国会和国防部在10年前就对小堆表示出兴趣:2010年《国防授权法》要求国防部开展相关研究,评估为国防设施配备核电反应堆的可行性。海军分析中心(CNA) 2011年发布研     

低浓化微堆拓展应用可行性研究

对现有微型中子源反应堆（微堆）采用低浓铀燃料并对引出热中子束装置进行了物理可行性研究，给出堆芯核特性参数，并对不同中子束装置的结构方案进行了分析，为微堆燃料元件低浓化并拓宽应用提供了有益的结果。     

微堆安全监督系统

在深圳大学微堆上建立了计算机安全监督系统。通过计算机和有关的探测器,对影响核燃料元件包壳腐蚀和反应堆安全的ｐＨ、电导率和堆水净化柱的γ放射性活度等参数进行实时监督测。系统包括缓发中子测铀装置,一旦核燃料元件包壳破损,系统即将时发出警报。     

改进型微堆初步设计研究

为扩展微型反应堆（微堆）的应用,利用MCNP4C程序对改进型微堆进行初步设计研究。在微堆堆芯水平方向一侧增加了热中子束流装置,引出1条水平热中子束流,用于瞬发中子活化分析、硼中子俘获治疗及其它中子实验。束流装置由石墨瓦、石墨慢化层、γ吸收层（铋）、束流准直器（中间为空气锥,周围为铅及含硼聚乙烯屏蔽层）等组成。几何结构示于图1。     

英美联合开发新型微堆

【英国《英国核能通报》1989年1月号第1页和美国《核子周刊》1989年第30卷第2期第1页报道】英国原子能管理局(UKAEA),罗尔斯—罗伊斯联合公司、     

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。     

微堆运行性能的提高

介绍了深圳大学微堆几年来在安全运行的基础上为提高微堆的运行性能所进行的技术改进。目前,微堆在额定功率下的最大可运行时间从约８ｈ提高到约４０ｈ,运行性能大为提高,为中短寿命放射性同位素制备和化分析应用展现了新的前景。     

微堆超热中子活化分析在地学样品测定中的应用

微型中子源反应堆(简称微堆)是以高浓铀(235 U)作燃料的轻水欠慢化型反应堆,辐照孔道内存在有较大份额的超热中子和快中子,适合进行超热中子活化分析(ENAA)的实验研究。地质样品成分复杂,在用普通的中子活化分析时,基体元素影响了部分元素的准确测定。为降低基体成分的本底干扰、改善目标元素的测量精密度和检出限,可采用超热中子活化分析的方法。本文利用微堆上安装的屏蔽材料为镉的超热中子辐照孔道,测定了元素周期表中67种元素的约130个核素的镉比,讨论了在超热中子活化分析中某些元素的有利因子及铀裂变和(n,p)反应的干扰情况,验证了微堆ENAA方法在地质科学样品检测中的实际应用,证实利用本方法可测定地学样品中20余种元素,其检出限、精密度和准确度均得到了较明显的改善。该法是常规活化分析方法必要的、有益的补充。     

原型微堆2002年运行报告

2002年是原型微堆安全运行的第18年,全年安全运行开堆共46次,本堆今年主要承担活化样品分析和各种试验探头的辐照考验等任务。1 运行情况 2002年满功率运行5次,各种工况运行251h,释放能量3676.9kw·h。运行情况列于表1。     

商用微堆安全特性的研究

文章描述了商用微堆反应性温度系数在零功率实验装置、商用微堆稳态运行时和引入不同反应性的暂态试验中的相应结果。文中给出了有关试验的结果图表,将这些图表的数据与原型微堆的有关数据进行比较,可以得出商用微堆的安全特性优于原型微堆的结论。     

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。     

零功率微堆的蒙特卡罗数值模拟计算

本文用蒙特卡罗程序MCNP/4B计算了中国原子能科学研究院零功率微堆的堆芯物理参数、铍反射层价值和中子实验孔道的部件反应性价值等数值,并与实验测量值比对.结果表明,两者符合一致,验证了理论计算模型的可靠性.     

波多黎各启动建设小堆和微堆可行性研究

正【世界核新闻网站2019年10月3日报道】一个由波多黎各牵头的非盈利组织核替代项目(NAP)将在美国能源部(DOE)支持下开展在波多黎各建设小型模块堆和微堆的可行性研究。NAP由在美国核工业界工作的波多黎各工程技术人员于2016年组建,目的是向波多黎各提供关于小堆和微堆发展的信息。NAP建议美国能源部核能局开展一项研究,评价在波     

原型微堆八年运行及进展

1 综述由中国原子能科学研究院研制的微型中子源反应堆的原型堆(简称原型微堆)于1984年3月9日首次达到临界,3月31日达到额定功率。迄今,原型微堆已安全运行8年多,为商用微堆的改进设计和建造积累了丰富的实验验证数据。同时,微堆还做了大量的中子活化分析工作(涉     

微堆在多元化发展中的建筑设计思考

本文通过对BNCT（硼中子医疗照射装置的医疗建筑）项目中建筑设计以及与之相关学科的分析与研究，就当前大型商业核电站设计稳步进行、微堆项目多元化发展的局面下，如何有效搭建各学科“对话”平台、最优化渗透建筑设计理念、灵活调整规划与建筑布局，从而更好的满足微堆在不同领域拓展中的要求等问题作了一定深度的探讨。     

美国防部就微堆建设征求各方意见

正【美国联邦纪事网站2020年3月2日报道】2020年3月2日,美国国防部发布声明,宣布开始就移动式微堆建设征求公众意见,并与能源部合作编写原型堆环境影响报告。声明表示,预计将建设两座使用高丰度低