快中子脉冲堆动力学特性研究

快中子脉冲堆是一种可超瞬发运行的链式反应堆，在研究裂变反应堆瞬态物理过程和中子动力学过程等方面有重要的应用价值。介绍了快中子脉冲堆的动力学过程与特性，推导了动力学方程和超瞬发临界状态下的解析解。介绍了实验研究结果，测量了快中子脉冲堆超瞬发临界运行产生的脉冲中子辐射场的脉冲特性参数，获得了快中子脉冲堆中子动力学的基本特性参数。实验结果与建立的理论模型很好地符合。     

美英合作对增殖堆燃料进行安全试验

【美国《原子能消息周刊》1980年3月10日报道】阿贡国立研究所于1980年2月2日宣布,美英两国将联合对增殖堆燃料进行一系列安全试验。美国能源部和英国原子能管理局于去年11月签订一项协议,决定利用美国瞬态反应堆试验装置和英国唐瑞原型快中子增殖堆进行这些试验。大概要用总数     

快脉冲堆运行中的辐射防护问题

本文以ＣＦＢＲ－Ⅱ快中子脉冲反应堆为例，依据初步的剂量监测结果和运行经验，讨论了在此类快脉冲堆运行中所遇到的主要辐射防护问题。     

薄膜压力传感器的设计和试验

本文介绍了为研究燃料元件裂变气体在堆内辐照中的释放行为而设计的薄膜压力传感器。堆外试验和在高通量工程试验反应堆(HFETR)内的辐照试验结果表明,在辐照到快中子积分通量1.4×10~(20)N/cm~2(E>0.625eV)时,其测量误差在±1.4%以内.     

美国正在研究快中子混合谱反应堆

美国国立布鲁克海文研究所1979年发表一篇专题报告,题目是《快中子混合谱反应堆临时报告——初步可行性研究》,编译如下:继美国总统卡特制订了防止核武器扩散而推迟快中子增殖堆建造计划的政策之后,美国国立布鲁克海文研究所提出了一种所谓快中子混合谱反应堆(Fast-Mixed SpectrumRcactor,FMSR)方案。这种混合谱堆的中子能谱,不仅有快中子硬谱,而且也有热中子软谱,实际上它是把热堆与快堆结合起来的发电快堆的新概念。研究这种堆的目的,据称是为了防止核武器扩散和充分利用铀资     

美国一种最新的反应堆设计——液态金属反应堆(LMR)

【美国核学会《核报道》1984年3月6日报道】当前,高温气冷堆等正受到液态金属反应堆(LMR)的猛烈挑战。必须指出,LMR 堆不是液态金属快中子增殖堆(LMFBR)。从称呼(和设计)中去掉“快中子增殖(FB)”几个字非常重要,它可能     

高燃耗下快堆燃料与包壳的化学相互作用模型建立及验证

快中子反应堆二氧化铀燃料元件在高燃耗、高中子注量率、高线功率和高温状况下运行,燃料与包壳材料会发生复杂的物理化学相互作用。燃料元件化学相互作用模型的建立对高燃耗快堆燃料元件的设计非常重要。针对快中子反应堆氧化物燃料元件与包壳材料发生的化学相互作用,采用动力学模型建立了二氧化铀与奥氏体不锈钢、铁素体-马氏体钢包壳材料的化学相互作用模型,并通过实验数据验证该模型。结果表明：建立的快堆二氧化铀燃料与奥氏体不锈钢的腐蚀模型可以成功预测最大燃耗10.8at%、辐照损伤87.5 dpa的包壳腐蚀;建立的快堆二氧化铀燃料与铁马钢的腐蚀模型可以成功预测最大燃耗9.3at%、辐照损伤76.6 dpa的包壳腐蚀。研究结果为高燃耗二氧化铀辐照元件及示范快堆燃料元件的设计和性能预测提供重要的参考价值。     

日本先进快中子反应堆计划

【法国《核综论》2001年第2期报道】 在关于制定快中子反应堆燃料循环研究计划范围内,日本JNC工作组提交了先进回路反应堆计划,估计建造费用至少为20万日元/kWh(约2000欧元),与新一代轻水堆持平。 这种先进钠冷反应堆有两个回路(文殊是3个回路)和中间热交换器,可以大大减少反应堆安全壳体积。尤其对抗震性进行了深入细致的研究。增殖系数增加,燃耗率确定为15万/MWD/t。对该计划进行改进的结果是比日本原子能研究所(JAERI)建议的示范快中子堆的体积减小了45%。 (闫淑敏 译) 日本先进快中子反应堆计划@闫淑敏…     

世界快堆现状

【澳大利亚铀信息中心2006年6月简报第98期报道】自20世纪50年代以来,全世界大约有20座快中子反应堆已投入运行,其中一些用于商业发电,并已积累了300多堆年的运行经验。它们更多的是以铀-238为燃料,也有以铀-235为燃料的。如果在反应堆运行过程中生成的钚多于消耗的钚,那么这种快堆被称为快中子增殖堆(FBR)。如果反应堆的运行只是纯消耗钚,那么这种快堆被称为“燃烧器”。若干国家拥有快堆研发计划。国际原子能机构(IAEA)主持的国际创新型反应堆及燃料循环项目(INPRO)涉及已将快堆作为其研发重点并计划采用闭式燃料循环的22个国家。例…     

弱源反应堆系统中子随机涨落不确定度分析

快中子反应堆(快堆)与热中子反应堆(热堆)一代中子时间存在较大差别,因此,两者在弱(中子)源条件下的反应堆启动以及中子增殖过程中随机性涨落的不确定度相差较大。本文从系统中子概率分布函数所满足的微分方程出发,对k=常数系统中子随机涨落不确定度进行了理论分析,解释了快堆的安全风险性要大于热堆的物理原因。     

法国凤凰快堆--未来反应堆的研究工具

【法国原子能委员会网站2004年6月21日报道】 在2002年第四代反应堆论坛(GIF)上选择的6个最具可能性的未来反应堆概念中,有4个是快中子反应堆,5个要求实现可对乏燃料中所含的全部锕系元素进行整体再循环的闭合燃料循环。 凤凰堆是一座快中子研究反应堆。自1974年投入运行以来进行的辐照实验为获得反应堆相关知识做出了贡献。如今,该反应堆也是核废物管理,以及未来反应堆尤其是未来燃料循环系统的重要研究和开发工具。 快中子反应堆的优点 快堆的优点是既可以通过燃烧所有锕系元素大幅降低最终废物的放射性毒性,又可以实现燃料再生: —快堆…     

俄韩扩大快中子研究堆合作

<正>【世界核新闻网站2015年11月6日报道】俄罗斯核反应堆研究所(RIAR)与韩国原子能研究所(KAERI)近期签署一份有关在BOR-60快中子研究堆中辐照试验性燃料棒的研究合同。这份合同是韩国第四代原型钠冷快中子研究堆计划的一部分。反应堆研究所长亚历山大·图佐夫2015年11月6日在声明中称,新合同是反应堆研究所与韩电科技合作的关键组成要     

美国三个反应堆达到临界

最近美国有三个反应堆先后达到临界:LAMPRE-1(罗斯阿拉莫斯熔融钚试验堆-1)为4月3日;ML-1(可移动低功率核动力站-1)为3月30日;Snap-2发展系统(S2DS)反应堆为4月4日。LAMPRE-1是作为罗斯阿拉莫斯实验室发展和试验快中子增殖反应堆计划项目之一而建造的,堆     

快中子脉冲反应堆厅内空气中裂变产物污染的研究

本文研究了快中子脉冲反应堆大厅内空气中裂变产物的污染问题。通过对ＣＦＢＲ－Ⅱ快中子脉冲反应堆爆发额定产额脉冲（１．５３×１０１６裂变）后，厅内气溶胶的取样和γ谱分析，确定了裂变产物从黄铜壳内空气中释放到厅内空气中形成气溶胶的释放份额为５×１０－３。利用此释放份额计算了厅内空气中不同放射性核素的气溶胶浓度；还计算了该堆爆发额定产额脉冲后不同冷却时间ｔ厅内空气中无分凝混合裂变产物的导出空气浓度ＤＡＣ（ｔ）值，为该堆辐射安全分析和现场辐射防护提供了依据。     

浅谈快中子反应堆

原子核反应堆这个名词早已为人们所熟悉。然而,人们常说的核反应堆一般是指热中子反应堆,现在核电站使用的绝大多数也是这种反应堆。在这种反应堆里,引起核裂变反应的主要是能量在1电子伏以下的热中子。还有另外一种反应堆,在那种反应堆里,核裂变反应主要是由能量大约为100千电子伏或者更高的快中子所引起,这种反应堆叫做快中子反应堆。快中子反应堆是一种很有发展前途的核反应堆,它的发展历史已有三十多年,目前正在向大型商用堆的阶段过渡,可望在本世纪末、下世纪初得到比较广泛的应     

金属核燃料快中子脉冲堆核-热-力耦合计算方法研究

为确保快中子脉冲堆的运行安全,防止超临界脉冲对材料造成物理损伤,需要对快中子脉冲堆脉冲工况进行模拟分析。本研究针对金属核燃料快中子脉冲堆,基于点堆动力学方法、蒙特卡罗方法和有限元力学方法,对Godiva-I脉冲堆开展了核热力耦合计算分析研究。计算结果表明,反应性温度系数和裂变率与实验值吻合良好,反应性、温升、表面位移、表面应力与实际情况相符合。因此,本文建立的“核-热-力”耦合计算方法可应用于金属核燃料快中子脉冲堆的分析计算,具有一定的可靠性。      

非能动余热排出系统试验的失真度分析

采用反应堆热工水力系统计算分析程序CATHARE分别对模块化小型堆ACP100原型反应堆和非能动余热排出系统(PRHRS)试验装置发生全厂断电事故(SBO)进行模拟,计算结果表明:PRHRS试验装置采用的模拟方法可以较好地反映ACP100反应堆原型的主要热工参数,失真度在可接受范围以内。     

俄罗斯快中子增殖反应堆的发展

前苏联是世界上拥有最大的快中子增殖反应堆计划的国家之一。今天，在快中子技术方面，俄罗斯仍处于世界前列。研究主要集中在物理和动力工程院(IPPE)，该院自l9499年以来一直设计快堆。     

西安脉冲反应堆超设计基准事故动态特性分析

为填补以往西安脉冲反应堆(脉冲堆)超设计基准事故研究的不足,利用RELAP5/SCDAP/MOD3.4程序对脉冲堆系统进行了建模计算,给出了脉冲堆在断电ATWS事故和大破口失水ATWS事故下的瞬态响应特性。计算结果表明:发生断电ATWS事故后,在无人为干涉情况下,反应堆部分燃料可能熔毁;发生大破口失水ATWS事故后,破口位置和尺寸对事故后果的严重程度有重要影响,破口位置在堆池底部时,燃料最高温度低于1 800℃,而破口位置高于堆芯下栅板时,将导致燃料元件熔毁。根据脉冲堆在超设计基准事故下的动态响应,针对两种事故工况分别提出了相应的缓解措施。     

核电站与核反应堆

印度开始了核能计划新阶段 【美国《核子周刊》2002年7月25日刊报道】 印度主管当局已经批准在Kalpakkam开始建造一个500 MW的原型快中子堆。预计该机组在2009年投入商业运行。该堆使用铀钚碳化物燃料(来自其现有的加压重水堆(PHWR)的反应堆用钚),有一个钍再生区,使易裂变的铀-233增殖。这将使印度宏大的钍计划进入第二阶段,并且准备利用印度丰富的钍资源最终实现“钍做燃料的反应堆”(实际上是用铀-233做燃料)。印度在Kalpakkam的小型快中子增殖试验堆自1985年开始运行。 捷克启动新的反应堆 【美国《核燃料》2002年5月27日报道】 捷…