微型反应堆燃料低浓化可行性初步研究

应用蒙特卡罗计算程序,模拟计算山东微堆的堆芯参数,包括keff、βeff、控制棒价值、上铍效率、内辐照中子通量以及停堆深度,计算结果与实验结果基本一致.保持微堆堆芯尺寸不变,采用低富集度UO2芯体燃料棒替换原来的高浓铀燃料棒,计算不同235U富集度下微堆的有效倍增系数keff,据此确定满足要求的UO2富集度为12.5%.在此基础上计算了富集度为12.5%的低浓堆芯参数,并与高浓堆芯参数进行了比较.结果表明,微堆燃料低浓化是可行的.     

济南微型中子源反应堆退役的放射性核素调查

对济南微堆反应堆容器上筒节、水池材料、水净化树脂及废物现场取样进行放射性核素调查,并详细介绍了对水池材料的调查。被调查的材料中放射性核素主要包括⁶⁰Co、¹⁵²Eu、¹³⁷Cs和⁵⁴Mn,反应堆容器正下方的池底材料中放射性核素活度浓度较高。调查结果表明：反应堆容器上筒节、堆水净化树脂及废物均为低放废物,部分水池材料也应作为低放废物进行剥离。调查采用标准物质GBW08304a进行质量控制,测量值与标准值在±15%内一致。     

反应堆第一阶段退役去污必要性论证及应用分析

根据反应堆第一阶段退役前的现场污染状况，从技术可行性、受照剂量降低量评价、代价利益分析等方面对去污的必要性进行了评价和论证。并介绍了高压水射流去污、干法去污两种主要去污方法，以及化学去污、机械研磨去污等辅助去污方法在现场应用情况，从应用结果的角度反映了去污必要性评价、论证方式的合理性。     

微型中子源反应堆改进方案研究

分析研究了使微型中子源反应堆延长单次运行时间的几种改进方案。研究与实验结果表明,在中心控制棒与堆芯原有结构保持不变,不超过安全运行限值的情况下,在侧铍反射层外附加弧形补偿板,再添加适当当量的顶铍片后,中心控制棒与补偿板联动,可使微型中子源反应堆一次连续运行时间大大提高．提高了微型中子源反应堆的运行性能。     

微型反应堆加工

微型反应堆包括堆本体、堆水池和照射束孔道，它与中子源发生器和医疗设施构成医院中子照射器，用于用于恶性脑胶质瘤及其他某些恶性肿瘤的治疗。     

微堆燃料低浓化可行性初步研究

微型反应堆（MNSR）是我国自主研究、开发、设计、建造的低功率研究性反应堆，采用的燃料是^235U富集度为90％的高浓度铀铝合金燃料。我国的第1座微型反应堆建成于1984年，随后在国内建有3座，国外建有5座商用微堆，其中，加纳、叙利亚和尼日利亚3座商用微堆是通过IAEA推广的。     

微型中子源反应堆中子谱参数测量

以Au、Zr和Fe为活化探测器,采用裸探测器法测量中国原子能科学研究院微型中子源反应堆的中子谱参数f、α、f_F和φ_th。内辐照座的α、f和f_F分别为－0.007±0.003、20.8±0.4、5.5±0.2。该方法对φ_th的测量结果与4πβ-γ符合法的一致,相对偏差小于2%。与SLOWPOKE相比,微堆有较高的α、f_F值。与已有测量数据的比较表明,微堆中子谱在很长一个时期内是稳定的,利用微堆作为中子源的k₀法中子活化分析不需中子注量率监测器,且比较器一经照射和测量后,可用于其后较长时间内所有分析的计算标准。     

原型微型反应堆2008年运行报告

原型微型反应堆2008年认真贯彻执行核安全法规法则，严格做到运行值班人员持证上岗。在原型微型反应堆运行、维修过程中做到有效管理，安全运行。原型微型反应堆一年的运行情况如下。     

核动力装置可靠性设计与分析

在新型核动力装置反应堆及一回路系统研制过程中,贯彻了可靠性设计的思想,开展了必要的可靠性工程活动,运用可靠性维修性设计与分析技术,针对一代产品的运行经验和信息反馈,采取了若干故障预防措施,对提高系统和设备的可靠性水平起到了积极的作用.     

Modelica仿真技术在气冷式微型反应堆中的应用

相比传统大型核电厂,微型反应堆各系统功能间紧密耦合且相互制约,传统的分专业解耦设计模式难以应对,需开展全范围的系统仿真。采用Modelica语言建立了气冷式微型反应堆的系统仿真模型,以未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）事故为例开展事故分析计算,并与专业堆芯安全分析结果对比,结果表明反应堆功率变化趋势较为一致,且ATWS事故后仅依靠堆芯温度升高引入的负反应性可实现停堆。本文研究方法为气冷式微型反应堆的全系统建模仿真打下了坚实基础,也为其他类型反应堆的系统建模仿真提供了很好的借鉴作用。      

微型堆闭环控制系统设计中的安全考虑

简要介绍了深圳大学改造后的微型堆双计算机联网闭环控制系统的结构以及在功率控制、安全保护等方面设计时所考虑的安全原则和采取的相应措施.这些措施包括:限制反应堆的后备反应性、采用合适的双控制棒运行方式、机控/手控的停堆与紧急停堆保障、设定了运行限值/保护系统整定值/自动停堆的条件、采用双计算机联网实时监测运行参数与数据共享等,并讨论了可能的事件及其对策.由于对关键的运行参数均采用2套独立的系统进行冗余检测,保证了保护系统的冗余与独立性,提高了控制系统的安全可靠性.     

脉冲堆快中子实验装置设计

本文利用蒙特卡罗方法和离散坐标法设计了满足器件辐照效应研究的脉冲堆快中子实验装置.采用SAND-Ⅱ多箔活化法和热释光剂量片法对装置参数进行了测试分析,验证了装置设计参数与实验测量值符合一致.     

反应堆启动中子源设计研究

采用蒙特卡罗程序(MCNP)对岭澳二期核电厂的反应堆启动中子源设计方法进行研究.研究结果表明,MCNP程序的计算结果与法国设计方案符合情况良好.通过调整启动中子源的布置位置,能够进一步降低中子源强,提高经济效益.     

固体径迹探测器测量微型反应堆裂变率

利用固体径迹探测器测量处于微型反应堆不同位置的燃料元件内单位体积的裂变率,得到了堆的裂变率分布和总裂变率,并与其它参数相结合,求得了反应堆功率。同时,测量了对应功率下反应堆内辐照座的热中子通量密度,得到了单位功率的热中子通量密度,从而求得了额定中子通量密度下的运行功率。文章给出的测量方法,避免了其它方法测量功率所引入的近似假设。     

中国散裂中子源强流质子加速器设计、研制及调试运行

中国散裂中子源（CSNS）是基于强流质子加速器的大科学装置,通过高功率质子束流轰击重金属靶产生高通量中子用于开展中子散射研究,CSNS是世界上第四台、发展中国家第一台脉冲型散裂中子源。CSNS包括高功率强流质子加速器、中子靶站和中子谱仪以及相应的配套设施等。加速器由80 MeV负氢直线加速器、1.6 GeV快循环同步加速器及相应的束流输运线组成。CSNS加速器是我国第一台中高能强流高功率质子加速器,本文将介绍CSNS加速器的设计、关键技术、设备研制以及束流调试过程和其中关键问题。     

中国散裂中子源反角白光中子源准直器的设计与测试

为获得核数据测量所需的束斑形状及较低的实验本底,反角白光中子源需通过准直器对束流进行刮束准直。以中子开关为例,根据相关要求确定了整体的设计方案。通过将挡块一分为二的设计,解决了小直径深孔加工的难题。利用有限元分析软件,优化了真空盒的外形结构及密封方式。针对挡块的工作环境,搭建了可用于真空的高精度耐辐射移动平台。经测试,中子开关的主要技术指标均满足要求,说明设计合理。     

镅铍中子源实验装置屏蔽设计

根据拟研制的多用途镅铍中子源实验装置结构及功能特点,制定了适合本实验装置的多条件限值的屏蔽计算方法,通过对多种复合屏蔽材料的组合屏蔽方案比较研究,确立了合适的屏蔽参数,并采用蒙卡模拟方法对实验装置的屏蔽性能进行了物理仿真,结合实验测量验证了屏蔽设计的合理性。     

开发微堆潜力的设想

微堆存在二个潜在资源 ,即附加补偿棒和池水。在确保安全的前提下 ,可将它们挖掘并加以利用。设置附加补偿棒 ,把闲置的顶铍反射层的后备反应性加以利用并逐步释放。微堆为“罐 池”结构 ,运行时堆水与池水存在较大温差 ,2 7t池水可作为一大的冷源 ,通过池水中的螺旋冷却器冷却 1 4t堆水 ,可获得较多的温度效应。采取了这两项措施之后 ,可大大延长微堆的可连续运行时间 ,改善它的运行性能 ,拓宽了微堆的应用 ,提高其寿期内的价值