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启明星Ⅱ号是针对我国新型先进核能系统基础性研发及工程化设计验证而研制的双堆芯零功率装置。启明星Ⅱ号拥有两个堆芯,水堆堆芯侧重于开展热中子能谱环境下的原理性验证实验研究,铅堆堆芯侧重于重金属冷却的快中子反应堆及加速器驱动的次临界系统(ADS)等先进核能系统的中子物理特性实验研究。启明星Ⅱ号通过一套仪控系统实现了两个堆芯的集成化控制和测量数据采集,每个堆芯均配备了多套非能动安全停堆系统,固有安全性强。在启明星Ⅱ号上获取了多种堆芯的基准性临界实验数据,可为我国轻水堆的技术创新、重金属冷却反应堆工程化设计及新型核能系统的集成研发提供支持。 相似文献
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《中国原子能科学研究院年报》2017,(0)
正启明星Ⅱ号ADS零功率实验装置,是以原重水零功率堆为基础建造的具备水堆和铅堆双堆芯的临界实验装置,于2016年12月底完成调试。随后在启明星Ⅱ号水堆和铅堆上分别实现了首次临界,并开展了一系列反应堆中子物理学参数测量实验,如控制棒价值、燃料元件价值、散裂靶价值、中子通量密度分布等,以及一系列次临界反应性监督实验。首先根据二分之一装料原则向堆芯装料,通过布置在石墨反射层内的启动监测装置记录每次 相似文献
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《中国原子能科学研究院年报》2019,(0)
<正>在原重水零功率装置的基础上改造建成了启明星Ⅱ号双堆芯零功率装置,并开展了次临界与临界实验研究。在热中子能谱环境的水堆和快中子能谱环境下的铅堆中,对不锈钢圆柱、铅圆柱、铅铋合金圆柱、钨合金颗粒、金属钨圆柱等ADS散裂靶样品的反应性进行了测量,并与计算结果进行了比较与讨论(表1、图1)。 相似文献
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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。 相似文献
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《中国原子能科学研究院年报》2016,(0)
<正>12月23日,核反应堆零功率装置"启明星Ⅱ号"实现首次临界,标志着我国加速器驱动次临界系统(ADS)研究完成又一重大节点,也标志着我国在核反应堆新一代零功率装置研发领域达到国际先进水平。其中,铅基堆芯是我国首座铅基反应堆零功率装置,是我国在铅基重金属冷却快中子反应堆的创新研发方面取得的关键技术突破。该装置是在中科院战略性先导科技专项支持下,由我院和中科院近物所历时四年联合研制 相似文献
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《中国原子能科学研究院年报》2017,(0)
正为了嬗变核废物中的次锕系核素,中子能量必须较高,所以具备快中子能谱区是启明星Ⅱ号堆物理设计的一个重要指标。设计中堆芯由内及外分为3个区域,第1区为快中子区。为检验是否达到设计目标,在启明星Ⅱ号上开展了快区中子能谱测量实验。该实验采用活化法,利用多种探测片在堆芯内进行辐照,得到相应核素的单核饱和活性,再利用SAND-Ⅱ解谱程序,即可计算得 相似文献
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《中国原子能科学研究院年报》2019,(0)
<正>10月9日,我国新一代铅铋合金零功率反应堆——启明星Ⅲ号在我院实现首次临界,并正式启动堆芯核特性物理实验。这标志着我国在铅铋快堆领域的研发跨出实质性一步,进入工程化阶段,也意味着我国在铅铋快堆研发领域已跻身国际前列。此前,由我院联合中核二三公司共同设计建造的铅铋合金动态腐蚀试验回路,达到额定设计参数550℃连续安全运行168 h,意味着面向型谱化铅铋堆的材料关键技术开发具备了高温和高流速工况下考核试验条件。 相似文献
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为提高铅基堆中子学模拟的可靠性,基于启明星Ⅱ号铅基零功率反应堆,开展铅基堆相关核数据的入堆宏观基准检验研究。采用周期法测量堆芯反应性,进而获得有效增殖因数keff为1001 14±0000 07。采用MCNP程序对铅基堆进行精细化建模,结合不同数据库内的中子评价核数据,计算实验燃料棒装载下的铅基堆芯的keff。比较结果可知,4种截面库计算的铅基堆keff模拟结果与实验结果吻合较好,最大相对偏差小于1%,其中,ENDF/B Ⅶ.1库的模拟结果与实验结果吻合最好,相对偏差和绝对偏差分别为025%和251 pcm。通过计算关键材料元素核数据引起keff的变化量,可知铅元素核数据引起的堆芯keff结果的波动量最大,在CENDL 31和JENDL 40中的铅元素引起keff的波动值分别为219 pcm和166 pcm。 相似文献
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为深入研究第四代核能系统堆型之一铅基快堆的物理性能,进一步提高模块化铅基快堆的安全性和经济性,对铀锆合金燃料装载的不同功率水平的模块化铅基快堆堆芯特性进行研究,发现当堆芯功率提升至一定水平时,堆芯的增殖优势在规定寿期内不能得到充分释放。基于此现象,对模块化铅基快堆铀锆合金燃料堆芯的概念设计进行优化,基于堆芯功率水平和寿期,选择合适的栅距棒径比和燃料芯体有效密度,通过调整单位体积内的铀装量和235U装量调整堆芯的增殖性能,最终使堆芯反应性变化与堆芯功率、寿期基本匹配,寿期内堆芯反应性几乎不发生变化。优化后降低了堆芯反应性控制难度,充分利用了堆芯的增殖性能,同时合理的栅距棒径比为堆芯热工分析提供了安全和设计裕量,有效提高了堆芯的经济性和安全性。 相似文献
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本文主要利用252Cf外中子源驱动的ADS启明星Ⅱ号次临界装置来验证理论计算的次临界度及不同次临界度下的断束动态特性。简要介绍了利用跳源法在ADS启明星Ⅱ号上测量次临界度的原理、实验装置、测量系统、堆芯布置及实验结果等。实验通过变化堆芯燃料棒的装载来模拟3个次临界状态,即keff分别为0.99、0.98和0.97。实验结果与理论计算结果符合较好,验证了理论计算的正确性。经过实验验证的理论计算程序和核数据,为将来的中国科学院战略性先导科技专项--未来先进核裂变能ADS嬗变系统的次临界反应堆设计提供参考价值。 相似文献
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《中国原子能科学研究院年报》2017,(0)
正工程化ADS反应堆堆芯由散裂靶和金属冷却反应堆堆芯耦合构成,在强外源作用下,存在着强烈的散裂靶与反应堆的耦合效应。根据ADS堆靶耦合的发展需求,在启明星Ⅱ号上设计了不同材料的圆柱型靶材,并开展了散裂靶反应性影响验证实验。靶样品的外包壳为不锈钢,内部可以装入不同的靶材料制成散裂靶,如钨铁镍合金颗粒靶、纯钨靶、纯铅靶等。通过周期法分别给出了不同靶样品的反应性实验测量结果,利用蒙特卡罗程序MONK配合点截面数据库CENDL-3.1给出了不 相似文献
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报告了技术改造后的YBW临界装置首次临界试验和零功率物理试验及试验结果。试验表明:技术改造后,YBW临界装置的系统和设备能正常执行其功能,保护系统和堆芯反应性控制系统等符合设计要求,反应堆能够安全地正常运行。该装置可以用于开展反应堆物理实验研究。 相似文献
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铅铋堆内冷却剂的自然循环对于反应堆的正常运行以及事故工况下的堆芯热量导出均至关重要,相关热工水力分析工作对于支持设计及安审均有重要意义。通过对铅铋堆内一回路系统内主要部件,包括堆芯、热交换器、管道等建立热工水力物理模型,开发了适用于铅铋自然循环瞬态过程模拟的热工水力分析程序,并利用铅铋自然循环回路内开展的自然循环启动实验、功率台阶影响实验等的结果进行了程序的初步验证。结果表明,程序计算得到的结果与实验结果符合较好,能够较好模拟铅铋自然循环的瞬态过程。该程序可以为铅铋堆研发过程中自然循环热工水力分析工作提供支持。 相似文献