固有安全快堆铅冷却剂及其物理特性

本文简述了用铅作冷却剂的快中子增殖堆的固有安全性，介绍了铅的热力学性质、输运性质等物理特性；给出了铅的饱和蒸汽压、密度、比热容、比熔、热导率、粘度、普朗特数和热扩散率等特性的较新数据以及作者拟合的铅物性函数关系式；同时，还给出了铅的２５群中子截面数据。     

ADS靶材与冷却剂的相容性研究

目前,中国原子能科学研究院ADS项目中的靶材与冷却剂的相容性研究主要针对钨与水和钨与钠的相容性特征。该研究课题的确定主要根据我院的游泳池式轻水堆将可能作为ADS验证实验装置的次临界反应堆,而钨作为中子产生靶。钠冷快堆是做为次临界反应堆的另一种选择。显然,了解钨与水和钨与钠的相容性十分重要。1 钨-钠相容性1.1 实验方法 锻造钨样品为φ3mm×13mm,纯度为 99.96％;试验设备为含特制试验段的高温静态实验装置。试验条件:温度500、600、700℃;相容时间为200、400、600、1000和1500 h;钠中氧含量为 12.6、32.2μg/g;钠中碳含量为 7μg/g;面容比为 0.05cm-1。1.2 主要结果1.2.1 样品表面微观形貌与腐蚀产物 采用光学显微镜和SEM对试验后的钨样品表面微观     

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。     

YBW临界装置技术改造后的首次临界试验和零功率物理试验

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。     

铅冷快堆冷却剂温度控制系统中流量参数稳定性分析

冷却剂温度控制系统是铅冷快堆控制系统中的主要子系统之一。在对其研究过程中,系统稳定性分析是最为重要的环节与基础,其结果直接决定控制系统的运行是否安全可靠。本文主要从设计参数的角度出发,分析了恒定热功率下一、二回路冷却剂流量稳态运行值变化对冷却剂温度控制系统稳定性的影响。分析结果表明,在一回路中,提升冷却剂流量的运行稳态值对系统是否稳定不会产生影响,但较大的流量会降低系统的稳定程度,增加系统的运行风险;在二回路中,增大给水流量能明显增加系统的临界开环增益,扩大稳定范围区间,但对于系统稳定程度的影响相对有限。本研究结果将对铅冷快堆参数设计与系统安全运行提供重要参考。     

六边形套管型燃料堆芯临界物理试验方案设计研究

为验证六边形套管型燃料堆芯核设计计算程序CELL和CPLEV2的计算精度和可靠性,本文根据六边形套管型燃料堆芯临界物理试验内容,提出了11个堆芯临界物理试验方案,并进行了计算论证分析。其中,临界质量测量方案考虑了计算与实际有偏差时,可以对堆芯布置进行微调,确保全提棒有效增殖因子与临界状态的偏差在可接受范围内。论证结果表明,本文提出的堆芯装载方案满足堆芯核设计程序可靠性检验要求,可以作为六边形套管型燃料堆芯临界物理试验方案。      

基于单通道模型的ADS堆芯物理热工耦合计算

利用单通道模型,开发了铅铋冷却加速器驱动次临界系统(ADS)堆芯组件温度和密度分布的热工计算程序,并将该程序与MCNP耦合,建立了物理热工耦合计算方法。利用该方法计算了耦合后的功率及热工参数。结果表明,堆芯组件温度及冷却剂流速满足热工安全限值,堆芯径向功率不均匀系数较大,堆芯设计需进一步优化。     

铅-铋合金冷却长循环堆芯物理设计限制区域研究

长循环堆芯在堆芯燃耗寿期内反应性随堆芯燃耗的变化是堆芯物理设计需要考虑的关键参数.本文以铅-铋合金冷却,U-Pu-Zr燃料组成的堆芯为研究对象,从堆芯核设计的角度研究确定堆芯装载所涉及到中子学特性的影响因素.通过对燃料初始含量、燃料栅格距径比等关键量的分析研究,给出了堆芯物理设计区域的确定方法,并通过分析给出了设计限制区域.分析结果表明,该研究方法是合适的,所得到的限制区域内的堆芯装载满足堆芯燃耗寿期和反应性控制要求.     

ADS次临界实验装置设计方案验证

根据设计要求．使用MCNP／4C程序计算了多种次临界反应堆均匀化堆芯布置方案的临界问题。确保keff在0．92～1．00之间。为加速器驱动的洁净核能系统(ADS：Accelerator Driven system)的次临界实验装置设计提供了初步数据。     

一种适用于小型长寿命自然循环铅基快堆的冷却剂研究

以小型化、长寿命、自然循环为铅基快堆的设计目标,构建100 MWt铅基快堆堆芯模型并开展冷却剂选型研究,选取Pb同位素/混合物及Pb-Bi混合物,分析比较了采用不同冷却剂堆芯的物理特性与自然循环特性。结果表明：得益于²⁰⁸Pb在高能区小的非弹性散射截面与中低能区极小的中子俘获截面,加之Bi较小的中子俘获截面,采用²⁰⁸Pb-Bi冷却的铅基快堆堆芯在30满功率年运行周期内的燃耗反应性损失最小,增殖性能最佳,且具备负值较大的空泡系数、冷却剂温度系数和较大的有效缓发中子份额,可装载较低富集度或较少量燃料,有利于堆芯小型化、长寿命和固有安全性;²⁰⁸Pb-Bi相比Pb冷却的铅基快堆具备更强的自然循环能力、更弱的材料腐蚀、更宽的运行温度区间,有利于反应堆安全运行与维护。高²⁰⁸Pb丰度的铅可以从钍矿石及钍铀矿石中提取,极大降低了²⁰⁸Pb的分离提取难度。     

Analysis of SHE Critical Experiments by Neutronic Design Codes for Experimental Very High Temperature Reactor

Analyses have been performed on various experiments conducted using the Semi-Homogeneous Experimental Assembly (SHE) to examine the accuracy of computer codes employed in the neutronic design of experimental Very High Temperature Reactor (VHTR). The neutronic design codes are DELIGHT-6 to obtain the neutron spectrum of a fuel cell and to produce group constants with burnup utilizing the nuclear data from ENDF-B/IV, CITDEGA to calculate the three-dimensional core performance considering the coupling effect between neutronic and thermohydraulic characteristics, and ANISN-JR and TWOTRAN-II for transport calculation. These codes are examined by the analysis on the integral quantities of effective multiplication factor, neutron flux distribution, burnable poison rod worth and control rod worth. The maximum degrees of disagreement with the relevant experiments are 0.57, 5, 7 and 5%, respectively.     

AP1000核电厂反应堆冷却剂系统布置设计

AP1000核电厂反应堆冷却剂系统布置设计,在满足系统功能的前提下,充分考虑了屏蔽防护、核级部件在役检查、模块化设计、内部灾害防护等方面的要求。反应堆冷却剂系统主设备及主回路采用了紧凑型的布置方式,改善了环路配置的经济性,波动管布置在考虑足够柔性的基础上采用了大倾斜角连续上坡的方式,降低了波动管在运行过程中出现热分层的可能性,稳压器安全阀及ADS第1、2、3级集中布置在稳压器顶部,组合成一体化的模块Q601,改善了反应堆冷却剂系统布置结构。     

反应堆一回路系统优化设计方案的可行性验证

采用优选运行参数和结构参数的方法,可达到降低核动力装置尺寸的目的。在优化设计方案投入制造前,有必要研究其在设计基准事故下的响应特性,以检验优化方案的可行性。采用RELAP5/MOD3.2程序研究现有一回路系统优化方案在完全失去厂外电、主给水丧失和小破口失水事故下的响应特性,并将安全设计准则参数与母型对比。结果表明：针对所研究的3种设计基准事故,优化方案各主要安全准则参数满足设计要求;优化方案可成功抵御这3类设计基准事故。     

改进双排棒组件超临界水堆堆芯设计

为了提升堆芯性能,本文对现有的双排棒组件设计及堆芯设计方案进行了优化,并利用超临界核热耦合计算平台评估了优化后的方案。在组件设计中,为了减少寿期末堆芯中可燃毒物残余,优化了组件中可燃毒物棒的位置及可燃毒物含量。在堆芯设计中,为了延长堆芯寿期、降低包壳温度,对堆芯给水分配方案、换料方案及控制棒方案进行了一系列的优化。耦合计算结果表明,改进后的堆芯设计方案满足设计准则,堆芯寿期、卸料燃耗和包壳温度等参数均优于原方案。     

AP1000核主泵的优化设计及试验研究

根据核主泵的设计参数,采用正交试验对核主泵的主要参数进行了初步正交优化设计。根据正交优化结果,得到了1组最佳几何参数组合及各主要参数对核主泵性能影响的主次顺序,根据主次影响顺序对主要影响因素进行了进一步的多方案优化设计,进而得到能使核主泵具有更好性能的叶轮几何设计参数组合。根据最终的叶轮几何设计参数,建立了三维模型及对其内部流场进行了数值模拟计算,并用相似换算法,设计制造出对应的模型泵进行试验研究。结果显示:试验结果和模拟结果基本吻合,由此可证明叶轮优化设计的正确性。     

采用FFT方法对横摇条件下堆芯核热耦合流动不稳定性的分析

基于开发的海洋条件下堆芯核热耦合流动不稳定性分析程序,利用快速傅里叶变换（FFT）方法对堆芯通道的流量振荡曲线进行分析,获得了静止和横摇条件下堆芯发生核热耦合流动不稳定性时通道的频谱特性。研究表明,静止条件下堆芯发生流动不稳定性时仅具有1个频率峰值,其对应固有频率;在横摇条件下堆芯发生流动不稳定性时,堆芯所有通道均受到横摇条件和核热耦合效应影响,但只有最高功率通道中固有频率处于支配地位,该类功率通道首先发生流动不稳定性。FFT方法可精确地分析复杂流量振荡曲线的特性,进而判定横摇下堆芯核热耦合系统是否发生流动不稳定性。     

反应堆冷却剂系统流量测量试验研究与设计

华龙一号（HPR1000）设置了反应堆冷却剂泵进出口压差表用于测量反应堆冷却剂系统（RCS系统）环路流量,取消了二代改进型核电机组设置的弯管流量计。环路流量测量方式的改变直接影响RCS系统流量测量试验的实施。通过研究主泵的运行特性和系统的阻力特性,提出了基于主泵电功率测量RCS系统流量的试验方法。结合理论分析结果和工程实践经验,给出了反应堆冷却剂惰走流量试验的试验方法和验收准则。研究表明,主泵电功率法可以测量RCS系统的流量,反应堆冷却剂惰走流量可以通过主泵惰转过程的转速变化进行验证。      

棱柱式高温气冷空间核反应堆初步方案设计与中子物理分析

空间核反应堆电源将核裂变能转换为电能,与太阳能、化学燃料电池等其他形式的电源相比,具有电功率大、系统比功率高、使用寿命长等优点,在太空探索中具有广阔的应用前景。以高温气冷堆技术为基础,提出了以氦氙混合气体作冷却剂,直接布雷顿循环的空间核反应堆电源方案。核反应堆是采用包覆颗粒燃料的小型棱柱式高温气冷堆,热功率为5 MW。采用蒙特卡罗方法进行了中子物理分析。结果表明,设计的反应堆满足10a以上的满功率运行寿期,具有负的反应性温度系数。通过布置B4C安全棒,使反应堆在发射失败引起的堆芯进水事故中能保证次临界。     

基于额定参数的核主泵惰转工况计算模型

针对突发断电事故下的核主泵惰转工况,基于额定参数提出惰转转速与惰转流量特性曲线计算模型,并通过100D型核主泵惰转试验数据对推导的模型予以验证。结果表明,该计算模型可用于核主泵初步设计计算和验证分析。基于该模型进一步得到了核主泵惰转设计准则,并验证了AP1000核主泵设计转动惯量。     

反应堆主冷却泵的冷态调试

文中介绍了秦山核电厂反应堆主冷却泵冷态调试的内容及试验方法。主冷却泵的现场冷态试验包括:报警试验、联锁试验和运转试验。各项试验的结果表明,主泵的运行参数正常,联锁、报警和性能符合设计要求。