OWL—2堆内回路及其辐照试验

建造在日本材料试验反应堆（ＪＭＴＲ）上的ＯＷＬ－２（ＯａｒａｉＷａｔｅｒＬｏｏｐ－２）是日本最大的水回路，从１９７２年２月开始一直在为辐照而运行，对各种轻水反应堆所采用的核燃料和材料的辐照试验以及反应堆工程的研究和出贡献后，ＯＷＬ－２的预定目标已充分地完成，因此，计划拆除ＯＷＬ－２。拆除后，为核聚反应堆的增殖研究的需要，计划建造安装一条新回路作为ＪＭＴＲ改进计划的一部分。本报告论述了ＯＷＬ－２回路     

研究试验堆的辐照能力

提出将辐照能力作为研究试验堆的一个技术指标和性能参数。辐照能力不仅可作为堆芯装置布置设计的评价指标,而且可用于堆内辐照费用的测算。与研究试验堆辐照能力有关的量包括：辐照空间体积、平均总中子注量率、堆功率和运行时间等。对于辐照能力的几种定义分别给出了表达式,并比较了它们的特点和作用。还以高通量工程试验堆为主要实例,给出了辐照能力的具体数据和应用。     

在线产氚辐照装置物理参数模拟

在线产氚回路对我国氚增殖模块（TBM）增殖剂候选材料的考核、氚增殖剂材料的在线释放规律研究具有重要意义,辐照装置是在线产氚回路的关键部件。本工作采用MCNP程序模拟在线产氚辐照装置在堆内辐照时的物理参数,计算结果如下：自屏因子为0.430,等效反应截面为1.09×10^-22cm²,每日产量为2.8×10¹⁰Bq,总发热功率为8.2kW。模拟计算结果为该装置的设计提供了必需的数据支持。     

西安脉冲堆实验装置参数测试

反应堆各实验孔道的参数是反应堆的重要指标，也是反应堆应用的重要参数。在简单介绍西安脉冲反应堆参数测量方法、测量设计的基础上，详细给出了该堆上一些实验孔道的参数测试结果，为在该堆的应用工作提供参考。     

堆内压水试验回路离子交换树脂柱的分析

反应堆内试验压水回路在运行期间曾发生燃料元件破损,离子交换树脂柱投入净化的600小时之内,回路水的 pH 值能自动控制在9.5—10.5范围,去污因子从45降到6。对树脂柱分七段取样,混合树脂经丙酮-四氯化碳体系分离,分别测定阳、阴树脂的剩余交换容量和可恢复交换容量;测定阳树脂淋洗液中锂、铁和氨,并作光谱分析;测定阴树脂淋洗液中碳酸根、碳酸氢根、硫酸根和氯离子;对裂变产物碘-131和铯-137作放射化学分析。各种测量数据从交换柱顶到柱底呈均一分布,表明离子交换树脂柱已失效。     

GARR堆内超临界压水回路初步设计研究

基于现有轻水堆（LWRs）和超临界火力发电两项成熟的技术而建立起来的超临界压水堆（SCWR）是第4代最有前途的6种先进新型核反应堆之一,其主要运行参数为：压力,25MPa,堆芯进／出151冷却剂温度,280／500℃。它可使现行轻水堆的热效率由33％提高到约45％。目前SCWR正在处于的概念研究阶段,目标是评价SCWR技术的可行性,集中在概念设计、安全和可靠性评价及堆芯部件首选材料的确认和验证。     

超临界水冷堆堆内构件选材研究

超临界水冷堆结构材料的研发作为开展反应堆结构设计的基础,已受到世界各国的广泛关注。本文以中国核动力研究设计院超临界水冷堆研究项目为背景,结合正在开展的选材及候选材料评价研究工作,围绕超临界水冷堆堆内构件选材原则和评价体系的确立、正在开展的候选材料评价工作以及近期取得的成果展开论述。     

超临界水堆控制条件下扰动特性分析

超临界水堆的一次通过循环设计不同于现有轻水堆,因此研究其扰动特性十分重要。在发生扰动后欲保持电站运行稳定,就要依靠控制系统调节达到稳定的状态。本文通过FORTRAN编制程序,研究以控制棒、汽轮机控制阀与反应堆冷却剂泵为控制方式的电站系统中,发生压力、温度等扰动时,反应堆内参数的变化。结果表明：给水流量的扰动不会对系统行为有很大影响,给水温度下降的扰动需较长时间才能达到稳定,压力设定值变化扰动时稳定所需的时间较短。     

超临界水堆10年计划

超临界水堆(SCWR)是一种很有前途的先进核能系统，热效率很高(大约45％，现有轻水堆的热效率约为33％)，而且可以大大简化装置．超临界水堆本质上是一种在更高压力和温度下运行的直接循环轻水堆冷却剂在临界压力以上运行避免了沸腾，在整个系统中冷却剂保持单相。因此，也就不需要循环泵和喷射泵、稳压器、蒸汽发生器、汽水分离器和干燥器、超临界水堆的主要任务是生产低成本电力，它以2种成熟技术为基础：一是轻水堆．它是世界上使用最广泛的电力生产反应堆；另一种是世界上已在大量使用的超临界燃煤锅炉目前13个国家的32个组织正研究超临界水堆概念有大量关于超临界水堆概念及其技术难点的文献．这里不重述这些通用信息。第四代国际论坛超临界水堆指导委员会已经拟定了验证超临界水堆概念的计划，要求在2015年前完成所有基本研究和开发，并在2020年前建造小型(≤150MWU原型堆本10年计划的目标是评价超临界水堆的技术可行性。因此，本计划的重点是第四代路线报告中所确定的两个关键可行性方面的问题，即结构材料的选择／开发以及安全和稳定性的演示像经济评价、详细设计和材料的确定(codification)等问题在本阶段是次要问题，因此这里不考虑这类问题     

堆内试验回路事故安全分析

堆内试验回路的安全性现在越来越受到有关核安全部门的重视。它的可靠性不仅影响试验回路本身的安全，而且还有可能影响反应堆系统的安全。从系统压力来说，堆内试验回路基本上可分为高压和低压两种。本文笔者用ＲＥＬＡＰＳ／ＭＯＤ２系统分析程序对堆内高压试验回路进行了一些典型事故分析。分析结果表明其设计符合相应的验收准则。     

陶瓷球床组件堆内辐照在线产氚物理计算分析

对陶瓷球床组件的堆内辐照情况进行物理计算分析有助于改进辐照装置的设计,完善辐照方案。按照堆内辐照陶瓷球床组件的实验技术要求,采用MCNP程序对陶瓷球床组件在不同孔道内的辐照情况进行了产氚量、产氚速率、发热量等计算。计算结果表明：采用天然丰度⁶Li的陶瓷球床组件在考验孔道内以半功率辐照能满足实验技术要求;如要采用满功率辐照,则需将组件中心位置提升至活性区中平面以上23 cm处。     

堆内辐照氚增殖剂球床有效热导率分析

氘-氚聚变反应堆中,固态氚增殖剂包层能不断为聚变反应提供氚核素,是实现聚变反应堆商用的关键技术之一。由锂陶瓷小球堆积形成的球床形式的固态氚增殖剂包层具有比表面积大、产氚效率高等优点,是我国重点发展的氚增殖剂包层形式。氚增殖剂球床须能支撑在堆内辐照时的高温环境,这就要求氚增殖剂球床有较好的导热特性。球床的有效热导率在球床设计和辐照过程中的安全分析十分重要,因此在中国先进研究堆（CARR）开展了氚增殖剂球床在堆内辐照环境下的有效热导率测量实验。根据MCNP计算得出的球床发热功率,结合实验测量的球床温度分布反推得到氚增殖剂球床的有效热导率,并与广泛应用于球床有效热导率计算的改进型ZBS模型计算结果以及堆外实验结果进行对比分析,理论值与实验值能较好吻合。     

制备125I的堆照循环回路模拟系统调试

利用中国先进研究堆（CARR）辐照制备¹²⁵I的循环回路为全封闭的不锈钢细长管路系统。在入堆安装使用前,需对系统进行严格的调试实验,并测试系统的密封性,使其满足设计要求。本研究根据CARR的场所条件要求,设计¹²⁵I制备循环回路模拟系统并进行调试,包括真空调试和氙气充气收气实验。采用长管路分段调试验证系统真空度并测定真空泄漏率;系统安装调试合格后,充入不同压力的天然氙气进行循环回收模拟实验。结果表明,设计的¹²⁵I循环回路系统为细长多弯曲管路,系统密封性好,经氦质谱检漏测定值小于10^-6 Pa•m³/s;天然氙气在系统中的导气实验结果表明,回收时间约为120 s,符合堆照生产¹²⁵I的要求。实验结果证实了系统入堆安装调试的可行性,可为建立反应堆辐照制备¹²⁵I回路系统提供参考。     

泳池式轻水反应堆内电磁线圈可控温辐照装置设计

本文设计了在泳池式轻水反应堆（简称泳池堆）内在线测量电磁线圈电性能的可控温辐照装置。采用MCNP程序进行中子物理计算,对泳池堆、线圈骨架的结构尺寸与物质组分进行了精细全尺寸模拟,得出辐照装置的发热功率和中子注量率。通过初步估算,使用ANSYS CFX进行了数值模拟,得出辐照装置内线圈在堆运行时的温度,并提出温度控制的方法。辐照装置采用铝材加工制造,并进行了垂直度测试、气压测试、检漏测试。增加了绝缘设计,将辐照装置与泳池堆之间进行绝缘。在线圈处预埋铠装热电偶,对线圈温度进行实时监测。在泳池堆内对电磁线圈进行辐照试验,结果表明,本文设计的辐照装置能满足电磁线圈在泳池堆孔道内进行辐照试验的要求,并可对电磁线圈进行实时温度控制。     

超临界水堆子通道分析

超临界水堆作为6种第4代未来堆型中唯一的水冷堆,具有一些独特的特点,受到了广泛重视。本工作以上海核工程研究设计院的常规压水堆子通道程序为基础,开发编制了适用于超临界水堆的子通道程序,并对典型带有慢化剂水棒的超临界水堆燃料组件进行了模拟计算,得到了堆芯子通道内的温度、燃料棒包壳温度、表面传热系数等参数的分布规律。此外,研究了不同超临界流体换热关系式对计算结果的影响,结果显示,各传热关系式的计算结果存在一定差异。     

利用MCNPX模拟钴-60辐照装置研发样品吸收剂量的研究

本文采用高能粒子输运程序MCNPX2.5.0对钴-60辐照装置建立几何模型,对位于辐照室中垂直于双板源架中心点3 m处的研发样品的吸收剂量（率）进行模拟计算。根据实际生产,选择辐照室有或无辐照产品两种工况,一是分别模拟12种不同包装规格且不同质量研发样品在不同辐照时间的吸收剂量;二是模拟计算包装规格相同且质量不同的10种样品的吸收剂量率;三是模拟计算包装规格不同但质量相同的9种样品的吸收剂量率。结果表明,在辐照室有或无辐照产品两种工况下,后者的值比前者平均大4.19倍;三类研发样品的吸收剂量（率）及变化规律可以作为实际生产研发的参考。MCNPX理论模拟计算对于辐照新产品具有重要的实际指导意义。     

超临界水冷堆述评

超临界水冷堆(SCWR)是在高于水的临界点（374℃，22.1MPa）的温度和压力下运行的反应堆。相对于传统的轻水堆，它的热效率显著提高，可达45％。由于冷却剂在超临界状态下不发生相变，可直接与能量转换设备相联，从而简化了反应堆的结构。在SCWR中不需再循环和射流泵、稳压器、蒸汽发生器、汽水分离器和干燥器。它的主要特点是经济性好。     

带交混翼矩形流道内超临界流动传热CFD研究

针对超临界水堆使用的棒束,取1根加热棒为中心的矩形区域作为研究对象,采用CFD中CFX10作为数值计算方法,研究了25MPa超临界压力下,有无交混翼时流体的流动和传热特点。计算结果表明：交混翼可增加流道内温度分布的均匀性,同时具有强化传热作用。     

超临界水冷堆MOX燃料特性分析

针对超临界水冷堆组件,采用不同Pu含量的MOX燃料进行组件计算,得到不同燃料条件下的燃耗深度、功率分布因子、慢化剂温度反应性系数等结果,并对比分析在超临界水冷堆中应用MOX燃料与应用UO2燃料对组件性能的影响,以及不同Pu含量MOX燃料间的性能区别。分析结果表明,在超临界水冷堆设计中,应用MOX燃料与应用UO2燃料有相似的功率分布,应用MOX燃料可以增加燃耗深度,并有良好的慢化剂温度反应性系数。经过合理设计的MOX燃料可较好应用于超临界水冷堆中,且产生更好的性能。     

超临界水冷堆典型非失水事故模拟

基于修改后的最佳估算程序ATHLET-SC建立了典型的超临界水冷反应堆系统模型。对3种典型的非失水事故（失去给水加热、汽轮机失去负载且旁排未开启、给水泵卡轴）进行了模拟和敏感性分析,得到了堆功率、质量流量、最高包壳温度和最高燃料中心温度随时间变化的计算结果。结果表明,上述事故中系统压力、最高燃料包壳温度和最高燃料中心温度均可满足事故安全准则。