共查询到20条相似文献,搜索用时 31 毫秒
1.
2.
3.
《核科学与工程》2015,(3)
我国第一座实验核动力堆创建于1970年,经过10年的间歇满功率运行,于1980年停堆卸料。本文介绍在该堆堆芯上完成的两个重要物理实验。第一个实验是燃耗前的一比一零功率物理模拟实验。介绍了卡棒准则试验,停堆裕度测定和通量分布测量等3个实验项目。对硼可燃毒物管的4种堆芯布置方案,给出含提棒方式研究的共计16次通量分布测量结果和4张通量分布图。第二个实验是燃耗末的物理实验。介绍了分批测定新、旧硼可燃毒物管次临界反应性比(△ρo/△ρn)的实验概况。实验是在具有强放射性动力堆堆芯现场进行的。中子探测使用了抗大γ场干扰的涂硼组合计数管。反应性测量采用双探测器互相关频谱分析法(CCFS)和脉冲中子源法(PNS)两种。文中给出5批硼管反应性比(△ρo/△ρn)测量结果。数据证明:反射层区硼管燃耗深度低于调节棒区。 相似文献
4.
模拟设计了一种内冷式的气冷快堆,理论计算了堆芯的中子学主要参数。通过堆芯物理分析表明:选择合适的燃料富集度可以使堆芯处于临界运行;该堆的中子能谱符合快堆要求;中子通量和堆芯功率分布比较平坦;堆芯增殖比为1.019,可延长堆芯的寿期。内冷式气冷快堆从中子特性计算上满足了堆芯物理要求,可为今后气冷快堆的设计提供参考。 相似文献
5.
棱柱式超级安全气冷堆是可作为可移动微型核电装置的先进堆型之一。为研究其堆芯物理特性,利用蒙特卡罗程序建立堆芯模型,设计出一种堆芯装载方案和反应性控制方案,研究了燃耗、功率分布、中子通量密度分布、中子能谱、温度负反馈等特性,并初步分析了氙震荡。研究结果表明,该堆芯可实现热功率5 MW、寿期3 a的设计;径向功率分布均匀,轴向功率分段呈凹曲线形式;中子通量密度水平较低;中子能谱受温度影响较大,受燃耗影响较小;温度系数受燃耗、温度影响显著,燃料、活性区石墨系数为负值,反射层石墨系数为小的正值,堆芯具备事故工况下仅依靠温度负反馈自动停堆的安全性。氙震荡幅度很小,满功率停堆的碘坑深度仅-110 pcm,堆芯稳定性好。 相似文献
6.
利用反应堆互功率谱密度(CPSD)测试系统对300~#池式研究堆的瞬发中子衰减常数α进行实验研究。堆芯采用低富集度U燃料装载,燃料组件有一定燃耗。测试系统以PCI-6143高速同步数据采集卡(DAQ)为测试硬件,以Labview8.5程序为开发软件;利用紧靠堆芯对称布置的2路γ补偿电离室探测器获得中子在堆内的连续电流信号,该信号输入到测试系统后,再应用数据采集和数据处理分析程序得到互谱密度,最后用非线性最小二乘法拟合得到瞬发中子衰减常数α为(83.5±0.6)s~(-1),结果与实际运行的情况相符合,表明本次带燃耗的瞬发中子衰减常数α测量是成功的。 相似文献
7.
8.
9.
铅及铅基材料作为反应堆冷却剂,有着优良的中子学性能和热工性能。欧盟、俄罗斯、美国、韩国、日本、中国等国家均投入了大量的人力和物力研发铅冷快堆。本文旨在提出一种铅冷小堆堆芯初步设计方案。本文使用西安交通大学研发的快中子反应堆中子学计算分析软件包SARAX进行堆芯中子输运、燃耗、反应性系数和动力学参数等中子学计算分析。为了满足紧凑型、轻量化的特点,选择了高富集度的燃料;为了展平功率,选用了两种富集度的燃料组件。采用一组控制棒组件和一组停堆棒组件控制反应性,控制棒选用对快区和热区中子具有良好吸收能力的B_4C作为中子吸收体,在紧急停堆棒中增加了高密度中子吸收体材料钨,以实现堆芯的反应性控制以及紧急停堆需求。对堆芯中子学参数的计算结果分析表明:堆芯能满足6EFPY的寿期长度的要求,在整个寿期内k_(eff)下降0.014 4,波动较小;在寿期内实现了锕系元素的减少和~(239)Pu的明显增加。在整个循环内,冷却剂密度系数、冷却剂空泡价值和膨胀系数等重要反应性反馈系数均为负;设计的控制棒以及安全棒组件能够提供足够的控制价值;在整个寿期内,堆芯满功率运行时,最高包壳表面温度、最高燃料中心温度、线功率密度等参数没有超过限值,并留有充足的设计裕量。表明本初步设计在整个寿期内的主要中子学参数满足安全要求。 相似文献
10.
热管式锂冷空间快堆中子学计算分析 总被引:1,自引:0,他引:1
采用MCNP程序对锂冷热管式锂冷空间快堆建立中子学计算模型,对其中子通量密度和功率分布、有效增殖因子等进行了计算,采用分区燃料布置,得到满足长寿命运行要求的分区装载方案,利用ORIGEN2程序进行燃耗校核,计算了转鼓的价值和转鼓转角随运行时间的变化情况。模型分析结果表明:分区装料后的堆芯满足临界安全设计和不均匀系数要求;堆芯的过剩反应性足够7年不换料满功率运行;意外发射失败掉入湿沙或海水中,由于有谱移吸收体铼,堆芯仍然保持足够的次临界度;转鼓的价值可以保证堆芯在整个寿期内安全的停堆和正常的启动;热管式锂冷空间快堆基本物理特性合理,满足设计要求。 相似文献
11.
12.
针对我国秦山一期核反应堆实际情况,利用蒙特卡罗程序建立了细化到燃料棒结构的全堆芯pinby-pin模型进行中子输运计算,并对计算模型的可靠性进行了验证;基于堆本体结构部件的几何参数、材料参数及堆本体中子注量率分布,在假定功率运行史的情况下,利用燃耗计算程序计算了反应堆停堆后的中子活化产物作为堆本体退役源项的估算结果,并对源项产生的三维辐射场剂量分布情况进行了可视化建模与分析,模拟结果与理论分析一致。本研究是下一步建立我国秦山核电厂退役技术安全验证和虚拟仿真平台的关键性基础工作。 相似文献
13.
《原子能科学技术》2015,(Z1)
行波堆可使用低富集度核燃料达到较高的燃耗,核废料不需再回收处理,是闭式燃料循环外有效的核燃料利用体系。为进一步挖掘行波堆在核燃料利用方面的优势,本文对行波堆嬗变次锕系核素(MA)进行了可行性分析。在自主设计的1 250 MWt棋盘式径向倒料钠冷行波堆中均匀添加MA,质量份额从2.0%至12.0%。采用自主开发的MCNP-ORIGEN耦合燃耗计算程序进行分析计算。结果表明,MA嬗变量随MA质量份额的增大线性增大,而嬗变率随MA质量份额的增大呈抛物线变化。同时研究了MA质量份额对堆芯安全参数的影响,如堆芯有效增殖因数、多普勒反馈系数、空泡系数和有效缓发中子份额等。计算结果表明,堆芯有效增殖因数和空泡系数随MA质量份额的增大而增大,多普勒反馈系数和有效缓发中子份额随MA质量份额的增大而减小。 相似文献
14.
为监测核电厂首循环装料、停堆以及启动过程中的堆芯状态,国内外核电厂一般在堆芯引入2个一次中子源组件,但一次中子源均为国外进口,存在进口受限的问题。为解决此问题,研究首循环取消一次中子源组件,采用燃料组件自发裂变产生的中子作为启动用中子源。燃料组件自发裂变产生的中子强度远低于一次中子源。针对以上情况,需在堆外采用更高灵敏度的探测器进行中子注量率的监测。本文在分析各种高灵敏度探测器基本原理的基础上,给出高灵敏度中子探测器的选型建议,并对其性能进行了试验验证,试验结果表明:3He正比计数管即使在γ剂量率大于0.1 Gy/h时,设置合适的甄别电压,也可以有效甄别γ噪声,试验验证的最大γ剂量率为1.0 Gy/h。 相似文献
15.
16.
中子源强作为输运计算的重要输入参数,数值结果直接影响反应堆屏蔽计算精度。源强受几何模型、燃耗和功率分布的影响,其分布趋势存在明显差异。通过研究源强径向分布特点,基于中子价值生成堆芯各组件几何权重,对权重高的外围组件与径向功率分布梯度较大区域的网格源强进行精细计算。轴向不同高度位置采用分层处理,降低轴向功率峰因子对结果稳定性影响。采用体积权重法进行源强网格与几何网格映射,保证总源强守恒。NUREG/CR-6115基准题的数值验证结果表明:多权重源强网格映射算法与平均源强计算方法输运结果相比,快中子注量率相对误差均方根降低了18.46%。多权重源强网格映射算法可获得准确的源强分布,提高屏蔽计算精度,满足工程应用需求。 相似文献
17.
《核技术》2015,(8)
研究设计了基于中国实验快堆(China Experimental Fast Reactor,CEFR)的小型"行波"概念堆。采用中子输运程序MCNP和点燃耗程序ORIGEN2的耦合程序进行堆芯设计,重点研究了不同点火组件的富集度和不同布料方案对小型堆的物理参数的影响,设计堆芯寿期为30 a,并给出相应的倒料方案。不同点火组件富集度对比结果表明,小堆需要选取合适的富集度,富集度太低无法维持临界,而太高会影响堆芯增殖效应;而低泄漏和棋盘式布料两种方式对比结果表明,后者的增殖组件增殖效应明显高于前者。最终确定倒料周期为8 a,倒料三次,堆芯实现较长寿期,且整个寿期内反应性变化小,各组件燃耗深度相对均匀,组件平均卸料燃耗深度约为238 MWD/kg HM。 相似文献
18.
《核电子学与探测技术》2018,(3)
本文利用ORIGEN-ARP程序计算得到重水堆停堆后堆内γ源强,通过D(γ,n) H反应率与γ源强关系计算出重水堆停堆后光激中子源强水平变化。研究结果表明,重水堆停闭1 900 d后光激中子源强水平约为7.2×106n/s,比首次临界外加的Am-Be源强度高,物理启动无需添加外加中子源。 相似文献
19.
为满足中国实验快堆(CEFR)物理启动的经济性需要,研究二次中子源替代堆内的~(252)Cf一次中子源的可行性。参照CEFR的相关参数及二次中子源产生中子的原理,设计了二次中子源。用MCNP程序模拟计算了二次中子源组件中~(123)Sb的(n,γ)核反应率和9Be的(γ,n)单核反应率,得出二次中子源组件在不同工况辐照下的源强,分析其在CEFR中应用的可行性。计算结果表明,在大多数工况下,所设计的二次中子源组件能满足CEFR的启动要求。本文所设计的二次中子源及计算结果可为CEFR二次中子源的应用提供参考。 相似文献