研究试验堆用于同位素生产的物理分析

本文对研究试验堆开展同位素生产进行了物理分析。分析了控制棒提棒顺序对同位素产量的影响,提出了提棒因子的概念。依据点堆模型和反应性-燃耗线性公式,得到了同位素的转换比和产量公式。最后根据这些公式,分析了高通量工程试验堆(HFETR)在高浓铀和低浓铀堆芯装载下,堆芯炉的运行寿期、燃料元件装载数量、燃料元件初始平均燃耗和堆芯功率对同位素转换比和产量的影响。结果显示,从小到大提棒、增加堆芯燃料组件盒数和功率水平均会增加堆芯同位素产量,而全年运行段数（运行段间检修时间不变）和堆芯平均初始燃耗增加则起到相反的作用。这些结果已经用于指导反应堆的堆芯装载设计。     

新型熔盐快堆的物理优化设计及99Mo产量分析

为提高新型熔盐快堆的堆芯中子经济与安全性能,并利用²³⁵U的裂变反应进行⁹⁹Mo同位素生产,应用SCALE6.1程序进行了堆芯几何参数优化,基于优化后的堆芯对⁹⁹Mo同位素的生产进行相关分析。结果表明：适当增加燃料元件半径、减小燃料栅元半径可提高有效增殖因子,同时降低冷却剂温度系数;当燃料元件容器壁厚为0.1 cm、燃料元件半径为3.5 cm、栅元半径为5 cm、活性区半径和反射层厚度分别为63 cm和100 cm时,堆芯运行寿期满足32个月,此时总反应性温度系数为-1.615×10^-5K^-1,保证了堆芯的固有安全性;选最外层燃料元件作为⁹⁹Mo生产的燃料靶件可提高⁹⁹Mo的产量,当燃料靶件提取周期为7 d时,⁹⁹Mo出堆年产量达到6.25×10¹⁶Bq,比活度为2.77×10¹⁵Bq·g^-1。     

可燃毒物提高小型压水堆堆芯寿期研究

针对长寿期堆芯的应用需求,开展了提高小型压水堆堆芯寿期研究。以棒状燃料为对象,对不同栅格尺寸和不同可燃毒物的选取进行计算,得出小型压水堆堆芯寿期相关影响因素。通过对不同尺寸的燃料栅格进行输运 燃耗计算,得到燃耗最佳栅格尺寸。以燃耗最佳栅格尺寸建立组件,并选择转换性能好的锕系核素²⁴⁰PuO₂作为可燃毒物,利用²⁴⁰Pu吸收中子转换成易裂变核素²⁴¹Pu的特性,对堆芯实现反应性控制和寿期延长。本研究通过对燃料栅格尺寸和可燃毒物的合理选择,提高了燃料利用率,达到延长堆芯寿期的目的。     

HFETR 80盒元件堆芯的研究

从理论分析和运行结果比较了高通量工程试验堆(HFETR)80盒、60盒燃料元件堆芯的性能。结果表明,HFETR 80盒元件堆芯在允许功率、材料辐照和单晶硅掺杂、钼-锝同位素生产等方面与60盒元件堆芯性能相同。80盒元件堆芯更有利于500kW试验回路入堆后堆的运行,有利于大幅度提高高比度~(60)Co医疗源产量和元件利用率。和60盒元件堆芯实     

HFETR 80盒元件堆芯的研究(英文)

从理论分析和运行结果比较了高通量工程试验堆(HFETR)80盒、60盒燃料元件堆芯的性能。结果表明,HFETR 80盒元件堆芯在允许功率、材料辐照和单晶硅掺杂、钼-锝同位素生产等方面与60盒元件堆芯性能相同。80盒元件堆芯更有利于500kW试验回路入堆后堆的运行,有利于大幅度提高高比度~(60)Co医疗源产量和元件利用率。和60盒元件堆芯实际生产情况相比,HFETR 80盒元件堆芯每年的~(60)Co同位素效益增加380万元以上。     

模块化铅基快堆铀锆合金燃料堆芯概念设计优化

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。     

环形元件超高通量堆堆芯初步概念设计

基于环形燃料元件,提出了一种超高通量堆(UFR)堆芯概念设计。UFR燃料组件设计采用61个燃料元件构成的六角形组件,堆芯采用52盒燃料组件、9盒控制棒组件和厚反射层设计。通过开展堆芯概念设计方案评价,给出了堆芯循环长度、中子注量率、中子能谱、中子空间分布等关键参数。结果表明,在当前的总体参数下所提出的UFR的最大中子注量率可达到1.0×10¹⁶ cm^-2·s^-1。     

高通量工程试验堆~(14)C生产估算

通过计算热中子利用率来估算靶件对堆芯反应性的影响,同时使用燃料管理程序进行校算。估算结果表明,堆芯80盒元件可装氮化铝靶料4000 g,对反应性的影响约为-250×10-5,使堆芯寿期缩短约60MW·d;14C的年产量可达1.0×1012 Bq。高通量工程试验堆(HFETR)的堆芯核设计和运行结果表明,该估算是正确、合理的。     

高通量工程试验堆~(14)C生产估算

通过计算热中子利用率来估算靶件对堆芯反应性的影响,同时使用燃料管理程序进行校算。估算结果表明,堆芯80盒元件可装氮化铝靶料4000 g,对反应性的影响约为-250×10-5,使堆芯寿期缩短约60MW·d;14C的年产量可达1.0×1012 Bq。高通量工程试验堆(HFETR)的堆芯核设计和运行结果表明,该估算是正确、合理的。     

小型模块化超级安全气冷堆中子学特性研究

为分析小型模块化超级安全气冷堆堆芯中子学特性,建立六棱柱燃料组件模型,利用蒙特卡罗程序和ORIGEN程序的耦合计算,研究TRISO颗粒致密度、燃料富集度、TRISO颗粒大小、栅距比、TRISO颗粒包层厚度和燃料棒直径等物理参数对寿期等特性的影响。研究结果表明,寿期长度随着燃料富集度、栅距比的增大而单调增大;燃料棒直径、TRISO颗粒致密度、TRISO颗粒尺寸大小对寿期长度也有一定的影响;TRISO颗粒包层厚度对寿期长度的影响很小。基于该结果,初步设计出小型模块化超级安全气冷堆的堆芯装载方案,其寿期满足20 a不换料的寿期长度要求。      

中国实验快堆生产同位素~(60)Co的优化设计研究

中国实验快堆(CEFR)是我国建设的第一座金属钠冷却快中子反应堆,其特点是比功率高、中子注量率高。由于CEFR能谱硬、中子泄漏多,本工作对利用这部分泄漏中子在快堆反射层生产~(60)Co同位素进行了可行性研究,并通过引入慢化剂设计适合的几何结构、选择合理的辐照位置和辐照时间等一系列措施对同位素生产进行优化,以提高~(60)Co比活度。优化中采用MCNP和ORIGEN2程序作为计算软件。计算结果表明,通过优化设计,~(60)Co比活度有显著提高,说明利用快堆反射层的泄漏中子生产~(60)Co是可行的。     

CARR用U-Mo合金燃料的堆芯物理方案研究

U-Mo合金燃料具有铀密度高、辐照稳定性好和后处理简单等优点,是未来研究堆燃料的理想选择。在保持中国先进研究堆(CARR)主体结构不变的基础上,使用合适的U-Mo合金燃料替换CARR现有燃料,进行堆芯方案初步研究。通过对中子注量率、循环长度等关键参数的对比分析,给出了较优的堆芯物理设计方案。该堆芯物理方案具有更好的设计参数,并可节省大量的燃料经费支出,提高了反应堆运营的经济性。     

钍基熔盐堆燃料循环与启动策略研究

研究了熔盐燃料在堆内外循环以及考虑特殊核素的添加、提取等在线处理过程的熔盐堆燃耗计算模型,在多功能组件计算程序SONG的基础上开发了相应的燃料循环计算功能并进行了初步验证。在此基础上,分别针对氧化铍慢化的热谱熔盐堆和无慢化的快谱熔盐堆进行计算,并根据堆芯反应性长期稳定的基本要求,分析了利用²³³U和工业Pu启动熔盐堆时配套的在线处理方案以及相应的易裂变核添加要求。通过对核素添加、提取以及燃料内核密度的平衡计算,分析了不同的在线处理方案与启动策略对钍-铀燃料循环效率的影响,并据此提出了初步的熔盐堆燃料循环技术路线。结果表明：压水堆乏燃料提取的工业Pu较²³³U更适宜用于钍铀燃料循环启动,因工业Pu启动的快谱熔盐堆的²³³U产率明显高于²³³U启动熔盐堆,而当有了足够的²³³U积累后,²³³U启动的热谱熔盐堆是更好的选择,因其燃料倍增时间更短且燃料初装量也小得多。     

钍基柱状高温气冷堆不同启动燃料特性初步分析

钍是一种可转换材料,将其转换成²³³U能极大提高现有核燃料资源的储量。为实现对钍的合理利用,以模块式柱状高温气冷堆GT-MHR的燃料组件作为研究对象,选取低浓缩铀、武器级钚、核反应堆级钚等作为其启动燃料。利用栅格输运计算程序DRAGON对这3种启动燃料下的钍基柱状燃料组件的寿期初中子能谱、无限增殖系数、燃耗、转换比以及²³³U和²³²Th的含量等参数进行了分析。结果表明,在易裂变物质初装量约为9%时,与低浓缩铀和武器级钚相比,核反应堆级钚作为启动燃料时组件寿期初中子能谱较硬、转换比较高;其燃耗达90 GW•d/tHM;其无限增殖系数在寿期内的波动最小;燃耗为75 GW•d/tHM时组件中²³³U存余量与²³²Th消耗量之比达0.566。     

液态燃料氯盐快堆最小需求燃耗分析

为探究采用增殖燃烧模式运行的液态燃料氯盐快堆的平均卸料燃耗深度，基于中子平衡分析方法，选取5种常用氯盐，提出在线清除裂变气体和难溶裂变产物方案来维持增殖燃烧运行模式，主要研究分析了氯盐的重金属密度和在线处理方案对最小需求燃耗的影响以及无限栅元模型下维持增殖燃烧模式可接受的堆芯中子损失项。分析表明68NaCl-32UCl₃和20UCl₃-80UCl₄的最小需求燃耗分别是30.47%FIMA（FIMA是指已裂变原子数与初始的总装料金属原子数之比）和10.28%FIMA；清除裂变气体和难溶裂变产物后，60NaCl-40UCl₃可接受的中子损失项从3.49%提高到10.68%。结果表明氯盐的重金属密度对最小需求燃耗有明显影响，同时清除裂变气体和难溶裂变产物能够较大提高燃料盐系统的中子经济性，以及提高增殖燃烧模式运行可接受的堆芯中子损失项。      

济南微堆退役场址的终态检测

采用γ谱测量和低本底β谱测量的方法对济南微堆退役场址中¹³⁷Cs、⁶⁰Co、⁶⁵Zn和⁹⁰Sr的放射性水平进行了终态检测。所有样品中均未检测出⁶⁵Zn;水池中⁶⁰Co的最高值在原堆芯正下方的池底,达49.3 Bq/kg,由中子活化而产生;其他检测单元中,¹³⁷Cs、⁶⁰Co和⁹⁰Sr的最高值分别为5.7、6.8和8.1 Bq/kg,分别出现在运输通道、堆厅和土壤中,这些核素可能为退役活动污染所致。检测结果表明：所有样品的放射性水平均低于基于年有效剂量为10 μSv所导出的清洁解控水平和可接受水平,其中大部分样品接近本底水平。检测方法对¹³⁷Cs、⁶⁰Co和⁶⁵Zn的探测下限分别为1.1、1.0和1.3 Bq/kg,检测结果的不确定度小于33.0%,标准物质GBW08304a的测量值与标准值的相对偏差小于3%。     

HFETR裂变中子转换器设计

为提高高通量工程试验堆(HFETR)局部快中子注量率,裂变中子转换器采用以含7%Mo的高裂变密度UMo合金作为燃料芯体的十字形燃料棒。转换器内62根燃料棒以三角点阵布置于63 mm外套管和24 mm内套管间,中心区域为20 mm的辐照孔道。采用蒙特卡罗计算表明,该转换器内辐照样品的快中子（E>1 MeV）注量率可达3.34×10¹⁴cm^-2•s^-1,较堆芯相同位置不放置转换器时高约40%。在HFETR设计流速和压力下,利用ANSYS/CFX程序分析得到,转换器最大允许功率可达2.4 MW,燃料棒芯体最大功率密度为8.007 kW/cm³。此时,燃料棒包壳温度为193.6 ℃,能满足HFETR的热工要求,不会产生流动不稳定。     

高通量工程试验堆堆芯反应性消耗率的估算及应用

本文通过合理有效的近似，根据单群中子模型，建立了高通量工程试验堆（ＨＦＥＴＲ）堆芯反应性消耗率估算模型，探讨了影响反应性消耗率的因素，把估算模型和数值计算及堆的实际运行结果做了比较，得出了具有一般性的结论，并用堆物理理论解释了这一结论．本文还探讨了结论在研究堆和核电站堆芯装载设计中的应用．     

燃料试样堆内辐照温度设计与实验研究

为使燃料尽可能在最恶劣设计工况下进行辐照实验,开展基于高通量工程试验堆（HFETR）的燃料试样堆内辐照温度设计与实验研究。按照铀装量设计燃料试样在辐照装置内的位置,能够改善轴向燃料试样热流密度的不均匀性。HFETR主冷却剂低温状态下,在燃料试样外包覆液态铅铋合金和不锈钢能够实现燃料芯体及燃料包壳的高辐照温度指标。设计和实验结果表明,稳态和短期瞬态运行工况下,不锈钢盒表面辐照温度始终低于HFETR燃料元件包壳表面最高温度限值,满足反应堆运行和燃料辐照实验安全要求。为提高稳态运行工况下燃料试样的辐照温度,堆芯设计时应避免或降低由于反应性扰动造成的辐照装置内燃料试样短期瞬态功率影响,减小辐照孔道内燃料试样的热点因子。