星球表面用核反应堆临界安全分析

核反应堆电源具有寿命长、可全天候工作等特点,可作为星球表面及其他深空探测任务的电源。针对星球表面用核反应堆电源在发射过程中重返地面的临界安全问题,提出了星球表面用核反应堆的临界安全分析要求、分析假设与模型,并对反应堆临界安全特性及采取的临界安全措施进行了计算分析。计算结果表明,不同假设掉落环境下的星球表面用核反应堆的有效增殖因数均小于0.98,满足临界安全要求。反应堆通过采用Mo-14%Re合金结构材料、设置相对较厚的堆芯反射层以及在反射层包壳和堆芯外围涂覆Gd₂O₃涂层等措施有利于确保反应堆在事故时处于次临界状态。     

DF-VI快中子临界装置2号堆芯临界实验

DF-VI快中子临界装置在改造完成、堆芯发生了变化以后,进行了重新启动和一系列的实验测量。测量内容有：根据29次临界实验的数据对2号堆芯平均临界元件数和临界质量进行了计算;应用周期法和棒补偿法对控制棒价值进行了刻度;用逆动态反应性计对安全棒和安全块的价值进行了测量;对单根边缘元件价值和径向元件价值分布进行子测量。通过以上实验测量,确定了DF-VI快中子临界装置2号堆芯的主要安全运行参数。     

TPLIB—94库的临界实验检验

介绍了群常数库ＴＰＬＩＢ－９４的临界实验分析，ＴＰＬＩＢ－９４库是为轻水堆燃料组件计算程序包ＴＰＦＡＰ制作的，它基于ＪＥＮＤＬ－３．１评价核数据库。本文给出了５个热堆基准问题和一批压水堆零功率临界实验的计算结果。     

2 ADS次临界中子学研究进展

ADS系统反应堆物理基础研究为中国科技部973项目“加速器驱动核能系统的物理及技术基础研究”的第2课题。五年来，已经完成了计划任务书中规定的所有的项目，包括第1阶段的稳态外源（^252Cf）驱动水堆零功率次临界（东风3号）实验及分析和第2阶段的建立“启明星”实验装置并开展初步实验研究。     

铀溶液临界实验装置温度效应计算研究

临界安全在反应堆物理中是一非常重要的课题，而溶液系统的临界安全是其中的一个方面。本工作以目前国内唯一的铀溶液临界实验装置为例，对其温度效应进行研究，计算了该装置的温度系数，为装置的下一步改造提供了一定的理论支持。     

RELAP5／MOD2和CATHARE两相临界流模型的评价

分析和评价了2个程序中的两相临界流模型。指出RELAP5/MOD2在上游低欠热度或低含汽率条件下计算的临界流量偏低并不能反映几何尺寸(L/D)对临界流量的影响。CATHATE临界流模型较完善,它计算的临界流量与实验符合得很好。建议用非均匀热不平衡声速来修改RELAP5/MOD2的两相临界流判据,或者补充短喷管和孔板的临界流量实验关系式或实验数据,以改正RE-LAP5/MOD2的上述2个缺点。     

3 启明星1#次临界装置上第1阶段实验研究

在启明星1#次临界装置设计、加工过程中，先后建立在线、瞬时响应的测量仪器一次临界反应堆多时空动态测量系统，该系统包括16个^3He探测器及其前置放大器、16个主放大器、16个甄别成型单道及1台16通道同时信号采集和分析器，可测量ADS启明星次临界实验平台对加速器束流的瞬时响应。     

临界实验装置水位外推达临界方法优化研究

带乏燃料的临界实验装置可用于开展乏燃料贮存相关的临界实验研究,考虑到其具有较高放射性,因此开展实验时最佳方法是水位外推达临界方法。目前该带乏燃料的临界实验装置尚未建成,遂使用与其堆芯结构、物理特性相似的铀棒栅轻水慢化临界实验装置开展水位外推达临界方法的模拟实验。在该实验中,由于水的屏蔽作用随水位上升不断加深导致无法得到正常的外推曲线。本文通过蒙特卡罗程序模拟外推过程,研究了中子源与探测器在不同的相对位置处中子计数率随水位变化的规律,给出了探测器与中子源的优化布置方案。此外,还提出一种以水位价值作为外推参数的外推方法,消除了水位高度外推时水位系数不均匀的影响,使得外推结果更准确。     

4 ADS次临界实验装置——启明星1#

加速器驱动的次临界系统（ADS）是嬗变放射性核废物、有效利用核资源及产生核能的装置。该系统包括中能强流质子加速器、外源中子产生器和次临界反应堆。当加速器加速的高能质子轰击重金属靶（如铅）时，与重金属靶核发生散裂反应，一个质子引起的散裂反应可产生几十个中子，用散裂产生的中子作为中子源作用于次临界反应堆上，次临界反应堆发生并维持链式反应，在一定功率下运行。因此，ADS概念一经提出就受到极大关注，被世界核能界公认为是目前解决大量放射性废物，降低深埋储藏风险的最具潜力的工具。     

ADS"启明星"次临界实验平台物理方案初步设计

使用MCNP程序对几种堆芯均匀化布置进行了临界计算，keff在0．92～1．00之间。计算结果为加速器驱动的次临界系统(ADS)的次临界实验平台物理方案设计提供了初步设计方案。     

125I在微量移液器检验中的应用

用移液器吸取不同刻度125I溶液，用GC-1200双探头γ计数仪测其放射性计数，并与精密天平称重法结果进行比较，探讨用125I检验微量移液器的可行性。结果显示，2支合格移液器放射性计数无差异，3支不合格移液器与合格移液器之间放射性计数差异显著，此结果与精密天平称重法结果相符，表明125I可用于室内微量移液器的经常性检验     

5MW低功率堆自动棒逻辑系统的多重联锁与检查

5MW低功率堆(5MW LPR)自动棒逻辑系统采用了多重联锁与手动在役检查,提高了逻辑系统的可靠性和安全性。文中介绍了逻辑系统的设计特点及功能。     

六边形套管型燃料堆芯临界质量测量试验结果验证分析

为验证核设计程序对燃料组件、铍组件和铝组件的计算可靠性,对六边形套管型燃料堆芯（HCTFR）临界质量测量试验数据进行了验证计算和偏差分析。通过分析不同位置铝组件的反应性差异,提出了新的近活性区铝组件计算模型,将铝组件近活性区布置方案的计算偏差从2.2%降低至0.1%,为堆芯核设计程序的工程验证奠定了较好的基础。      

Science and Technology of Reactor Reactor Core Geometry Arrangement Research of Spent Fuel Critical Facility

With the development of nuclear power, the nuclear critical safety problem becomes more and more significant. The burnup credit technology has been applied to analysis of the nuclear critical safety. This has significantly enhanced the capacity of storing, transportation, reprocessing and improved the economy of back end fuel cycle. It is very important to carry out critical experiment on spent fuel for selecting calculation code packages and validating calculation methods using burnup credit technology. Before building the spent fuel critical experimental facility, massive detailed critical calculation should be performed.     

关于核电站燃料棒束临界热流密度研究中一些问题的讨论

本文分析了定位格架对临界热流密度(CHF)影响的机理,讨论了如何判断定位格架热工性能的好坏;对我院已做过的几种带不同定位格架的核电站燃料棒束的 CHF 实验结果作了对比分析,并与国外最新的 CHF 经验公式作了对比。     

稠密栅棒型燃料元件堆芯设计及应用

初步分析了以正三角形栅格紧密排列组成的棒形燃料组件和堆芯的优越性.简要介绍了稠密栅在中小型核动力装置中的应用.通过分析与对比,展示出稠密栅的应用前景.     

MOX堆芯中子注量计算方法研究

快中子注量是影响压力容器材料性能的重要指标。在堆芯装有钚铀氧化物混合燃料(MOX燃料),堆芯物理特性发生明显变化时,现有的屏蔽计算软件能否准确预测压力容器所受的快中子注量率值得研究。本研究分别使用MCNP、TORT、SCALE等国际通用的屏蔽计算程序对VENUS-2基准题进行分析比较。研究表明,各软件对含MOX燃料堆芯的中子注量率计算偏差均在合理的范围内,能满足工程设计的需求,MCNP程序的计算精度相对更高。     

DTPA-2SN的合成及其99Tcm标记

合成了DTPA-2SN（二乙烯三胺二乙酰二磺胺），并对其化学结构进行了鉴定；制备了DTPA双酸酐（DTPAA），通过DTPAA与磺胺反应合成DTPA-2SN，并对其进行了99Tcm标记。采用n(K222):n( K2CO3)薄层层析法测定标记率，Sep-Pak C18小柱纯化，鉴定放化纯度。并观察其体外稳定性。结果显示DTPAA产率为85%，DTPA-2SN的产率为80%，二者经鉴定与其化学结构式相符。DTPA-2SN易于被99Tcm标记，标记率可达90%±3%。连续观察4h 99Tcm-DTPA-2SN放化纯度均大于90%，稳定性良好。     

用硼中毒法进行脉冲堆控制棒效率和总后备反应性测量

本文介绍了在脉冲堆零功率物理实验中,利用硼中毒法测量反应性的原理和方法,给出了脉冲堆堆芯的硼微分价值、控制棒效率和总后备反应性的实验结果。还利用硼中毒法和脉冲中子源法配合进行脉冲堆控制棒之间反应性干涉效应的实验研究,取得了初步结果。     

穿透裂纹临界泄漏率分析程序的研制与验证

建立考虑裂纹形态参数影响的周向穿透裂纹临界泄漏率的计算模型,以此为基础编制计算程序PC-Leakflow2。介绍程序的计算流程及求解方法,对影响裂纹临界泄漏率的各个输入参数进行敏感性分析,用文献中的临界泄漏率试验数据对PC-Leakflow2程序的计算结果进行验证。用PC-Leakflow2程序和经典的临界流模型对相同的例题进行计算,计算结果表明:临界泄漏率的大小受裂纹形态参数的影响较强;经典的临界流模型会显著地高估紧密裂纹的临界泄漏率。