铀氢锆堆物理计算及燃料管理软件包

建立了一套铀氢锆堆物计算软件包，首先考虑氢化锆中的热化特殊性，按ＷＭＳ格式制作 了氢化锆 氢的６９群群常数并入ＷＩＭＳ－Ｄ／４数据库中，形成了ＷＩＭＳ－Ｎ１库和ＷＩＭＳ－Ｎ２库；应用ＷＩＭＳ－Ｎ２库和国际通用的ＷＩＭＳ－Ｄ／４程序包计算了铀氢锆堆各类栅元的群常数，应用差分程序ＣＩＴＡＴＩＯＮ和六角形节块和ＳＩＸＴＵＳ进行扩散计算，同时在ＳＩＸＴＵＳ－２程序的基础上编制了燃料管理程序和ＸＰＲ－ＩＣＦ     

铀氢锆燃料芯块的测氢装置

本文介绍了铀氢锆燃料中氢含量的测定装置及该装置的精密度测定,对不同的载气流量、提取温度及收集时间的影响分别作了测试研究。当载气流量在85—100ml/min,提取温度由900℃增至1550℃时最佳的收集时间可由30分钟减至18分钟;对氢含量为1.89wt%氢化锆参考标样的测定指出,六次测定的精密度优于±2%,测量误差为2%,氢的回收率达99.3%。测试应用表明本装置及其测试方法稳定且操作简单。     

铀氢锆动力堆燃料元件瞬发负温度系数分析

分别计算了铀质量比、燃料棒半径、燃料温度、氢含量及毒物添加等对铀氢锆燃料元件瞬发负温度系数的影响,并对结果进行了分析.研究表明:随着铀质量比的增加,铀氢锆燃料堆芯的瞬发负温度系数的绝对值显著减小;添加毒物铒将大大增加铀氢锆堆芯的瞬发负温度系数的绝对值.     

铀氢锆堆栅距对堆芯物理性能的影响

使用铀氢锆堆（即脉冲堆）物理计算程序包ＰＲＰ－Ｓ，首先计算了栅距对有效增因子的影响，栅距与堆芯温度系数的关系，然后计算了中国核动力研究设计院设计建造的我国第一座铀氢锆反应堆的冷却温度系数，燃料温度系数和等温度系数，并且与实验值进行了比较，结果表明两者的符合得相当好。     

铀氢锆堆物理计算模型与程序

文中叙述基于两维四群中子扩散理论的铀氢锆堆物理计算模型及程序,以及用该模型计算的国外 TRIGA 堆的临界,控制棒效率等数据.     

铀氢锆脉冲堆栅元计算

用由ＥＮＤＦ／ＢＩＶ产生的ＺｒＨ中Ｈ及Ｅｒ等元素的６９群群常数，补充了ＷＩＭＳ－Ｄ／４库中的核数据，形成了用于铀氢锆脉冲堆计算的ＷＩＭＳ－ＣＮＤＣ库，校核了该库中的ＺｒＨ中Ｈ的散射截面，并利用该库及栅元计算程序ＷＩＭＳ－Ｄ／４，计算了铀氢锆脉冲燃产栅元的能谱，群常数，ｋ∞功率分布以及温度系数，最后用一维两群扩散程序的ＴＲＩＧＡＰ进行的堆芯临界计算，以上结果均与有关文献符合得很好。     

铀氢锆堆瞬发负温度系数分析

分别计算了燃料温度，控制棒棒位，铀重量比，燃料奉半径和燃料对瞬发负温度系数的影响，并且对结果进行了理论分析，研究表明：对于铀氢锆堆发负温度系数，起主要作用的是铀的重量比，燃料温度和控制棒棒位，其次是燃料棒半径，而燃耗的影响较小。     

铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包开发及验证

介绍了基于轻水堆燃料组件参数计算程序和堆芯燃料管理程序开发的铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包.采用西安脉冲堆的实测数据和国外相关研究设计参数对其进行了验证分析.结果表明:本程序包计算值与西安脉冲堆的实测数据及国外设计参数符合良好.     

铀氢锆燃料成分对堆芯物理性能影响的分析

主要分析Ｈ／＾２３５Ｕ原子比对临界质量的影响，铀在铀氢锆中所占重量百分比对瞬发负温度系数的影响、＾２３５Ｕ富集度对负温度系数的影响以及铀氢锆燃料中杂质含量对有效增殖因子的影响，并地结果进行了讨论。     

铀氢锆研究堆堆芯换料方案的优化研究

数理统计中的正交设计方法用于六角形铀氢锆堆芯燃料装载的优化计算,研制了六角形研究堆堆芯燃料管理优化计算的软件包ＨＥＸ－ＯＲＴＨ,应用该软件包对西安脉冲堆第三循环末堆芯现有燃料装载条件下的堆芯倒换料方案进行了正交优化分析,得到了Ｍａｘ（ｋ＾ＢＯＣ ｅｆｆ）为目标函数时堆芯的最佳装载方案。     

NRU堆燃料从高浓铀到低浓铀的转换

本文回顾了加拿大乔克河核实验室开发和试验低浓缩铀燃料的计划,讨论了ＮＵＲ反应堆从高浓铀燃料向低浓铀燃料的转化状况。     

铀氢锆堆芯脉冲性能分析计算

通常在用 Nordheim-Fuchs 模型计算铀氢锆堆芯脉冲参数时,必须考虑燃料热容随温度的线性关系,但采用一平均瞬发温度系数值.本文将瞬发温度系数与燃料温度的关系用一多项式表示,数值结果表明,这种处理改善了计算精度.     

铀氢锆动力堆稠密栅堆芯物理性能研究

基于经过适应性改进的铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包,研究铀氢锆动力堆稠密栅堆芯的布置方式及其物理性能。研究发现,与相同情况下的氧化物燃料相比,铀氢锆稠密栅堆芯虽然具有铀装量低的不足,但同时具有固有安全性高和堆芯功率分布平坦的优点。     

铀氢锆堆中子源辐照含硼C6胶质瘤细胞的生物学效应研究

利用蒙卡程序MCNP／4B(Monte Carlo N-particle transportcode／4B)设计了C6细胞辐照实验的铀氢锆堆中子源。建立了细胞培养、孵育、L-BPA(L-boron phenylalanine)给药、细胞内宏观硼浓度测定及辐照实验方法，观察了BNCT(Boron neutron capture therapy)辐照实验对体外C6胶质瘤细胞的放射生物学效应，研究了C6细胞BNCT辐照效应与照射剂量之间的关系。试验结果表明，在同等吸收剂量下，BNCT对C6细胞的杀伤作用远远大于γ射线。     

研究、试验堆低浓铀燃料的发展状况

本文介绍降低研究、试验堆燃料浓缩度工作,即发展高铀密度、低浓缩度燃料的进展状况。UAl_x-Al 和 U_3O_8-Al 弥散型板状燃料的铀密度已分别达到2.3—2.6克铀/厘米~3和3.1—3.6克铀/厘米~3;新发展的 U_3Si-Al 弥散型板状燃料的铀密度已经达到7.0克铀/厘米~3,它很可能是研究、试验堆燃料的后起之秀;UO_2陶瓷板型燃料的当量铀密度为9.1克铀/厘米~3,它既可以用来降低研究、试验堆燃料浓缩度,又适用于高功率密度的小型动力堆。预计到1986年,几乎所有的研究、试验堆将都可改用低浓铀燃料。     

铀氢锆堆中央孔道中子注量测量及校正

反应堆中央孔道中子注量值是反应堆的重要指标，也是反应堆应用的重要参数。本文简要介绍了用锆箔法测定中央孔道中子注量的方法，着重讨论和分析了影响其测量准确度的几种主要因素，并给出了铀氢锆堆中央孔道中子注量的测量结果。     

铀氢化锆燃料特性（2）

5液态金属填充氢化物和氧化物轻水堆燃料的比较 表6给出了3种压水堆燃料元件的估算温度。两种氢化物燃料包括：一种是在芯块与包壳间填充氦气，另一种是填充液态金属（LM）。为便于比较，给出了常规氧化物燃料温度作为参考。     

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.     

铀氢化锆燃料特性（1）

本文评价了作为轻水堆燃料的两相氢化物U0.3ZrH1.6的相关特性。其中许多可用的数据来自于40多年前的空间核辅助动力源计划（SNAP）和过去30多年来为TRIGA研究堆储备的非常有限的数据。总结了其输运、力学、热传输和化学特性。氧化物燃料和氧化物燃料的一个主要区别是后者具有很高的热导率,这一特性显著降低了反应堆运行时的燃料温度,从而减少了反冲造成的裂变气体释放。但是,在氢化物燃料中观察到了铀原子周围形成空位所造成的早期异常肿胀。为了避免这种肿胀的产生,要求将燃料峰值温度限定在650℃左右（燃料开发者推荐的设计限值是750℃）。要满足此温度限值,需要用液态金属而不是氦气来填充燃料咆壳间隙。液态金属的热导率比氦气大100倍左右,因此前者对间隙厚度的限制不如后者严格,有可能通过选择足够大的初始间隙尺寸来有效推迟芯块与包壳的直接接触（PCMI）。填充液态金属使得燃料可以在现有的轻水堆线功率下使用而不会超过任何设计限值。氢化物燃料中的主元素氢在运行过程中的行为是发生氧化物燃料所没有的现象的根源。由于ZrHx中的氢有很强的热致传输能力（热扩散率）,燃料中氢在温度梯度下的再分配使H／Zr比发生变化,由最初的1．6变成了中心的1．45和边缘的1．70。因为氢化物的密度随H／Zr比的增加而降低,氢再分配的结果使得芯块内部为拉应力,而边缘为压应力。由此导致的燃料芯块边缘的压应力足以克服温度梯度造成的热膨胀引起的拉应力,从而防止了氧化物燃料中典型径向裂纹的出现。确定了数种辐照时H／Zr比的降低机制,第一种是燃料中的杂质氧从Zr向稀土元素氧化物裂变产物中的迁移;第二种是这些裂变产物金属氢化物的形成;第三种是作为H2逃逸到气腔中。对氢化物燃料制造方法的评估表明,即使是大规模地生产氢化物燃料,其制造费用也可能显著高于氧化物燃料。氢化物燃料的裂变产物肿胀率高（是氧化物燃料的3倍）,要求芯块包壳间的间隙要在300μm左右才能避免芯块与包壳的直接接触。     

铀氢锆脉冲堆及其在科学技术上的应用

简述了我国铀氢锆脉冲堆的结构和特点及其在科学技术上的应用前景。