中国实验快堆反应性温度系数理论分析和试验研究

利用CITATION程序对中国实验快堆（CEFR）反应性温度系数进行计算,同时与其他程序计算结果和实验测量值进行比较。CEFR反应性温度系数约为-4 pcm/℃,计算结果与实验值吻合较好。升温和降温过程的反应性温度系数测量误差约为11%,满足试验验收准则。测量结果可校核理论计算结果,同时为CEFR的安全运行和在换料情况下的反应性平衡分析提供参考数据。     

中国先进研究堆燃耗反应性系数测量

中国先进研究堆(CARR)燃耗反应性系数测量试验采用控制棒棒栅效率刻度法来获取初装态反应堆满功率运行时的燃耗反应性系数。该试验的目的是通过测量获得反应堆燃耗反应性系数,为将来CARR长期安全运行提供原始基准数据,同时验证设计理论计算结果。试验采用了两种测量方案,两种测量方案获得的燃耗反应性系数均为负值,且二者数值符合度高,测量结果与核设计值有一定偏差,但满足试验验收准则。     

大阶跃反应性下考虑燃料温度反馈时的中子倍增公式

用有燃料温度反馈的中子倍增公式对输入大阶跃反应性的反应堆超瞬发临界变化过程进行研究。通过与经典中子动力学数值解法进行对比,计算结果基本一致;求得不同初始功率下反应性和功率的变化规律,并进行分析讨论,得出中子数与反应性在反应性大于缓发中子总份额时呈二次函数关系,其结论可作为弹棒事故等大阶跃反应性引入的反应堆安全分析的理论依据。     

球床氟盐冷却高温堆中~6Li摩尔浓度对冷却剂温度反应性系数影响的研究

球床氟盐冷却高温反应堆作为第四代反应堆,选用2LiF-BeF2做冷却剂。2LiF-BeF2中含有微观吸收截面很大6Li核素,其摩尔含量会对冷却剂的温度反应性系数造成影响,因此研究6Li摩尔含量对冷却剂温度反应性系数的影响十分必要。本文以无限球床为计算模型,利用SCALE6(Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation)对不同6Li摩尔含量的冷却剂温度反应性系数进行研究。分析结果表明,当冷却剂中6Li摩尔含量占Li元素总量的0.005%时,冷却剂中6Li和7Li的宏观吸收截面大致相当;随着6Li摩尔含量的增大,冷却剂的温度反应性系数由负向正转变,并逐渐增大;基于四因子公式的分析表明,引起冷却剂的温度反应性系数由负变正的主要因素为热中子利用系数的变化。     

噪声法测量临界装置温度系数实验研究

为了用噪声法测量核电站反应堆的负慢化剂反应性温度系数(MTC),本文在铀溶液临界装置上研究噪声法实验测量反应性温度系数αT,并与周期法测量的αT进行比较。结果表明,两种方法测量的αT趋势基本一致。由于铀溶液临界装置中溶液的反应性温度效应与核电站反应堆的慢化剂温度效应的机理相似,因此本文利用噪声法测量铀溶液临界装置的αT对于核电站反应堆利用噪声法测量MTC有一定的参考价值。     

CANDU6重水堆37R燃料和37M燃料的反应性比较

37R燃料的每根元件尺寸相同,中心元件的冷却剂流道面积较小,事故工况下热工裕量相对较小。37M燃料减小中心元件尺寸,从而增大中心元件和整个燃料棒束的热工裕量。本文从反应堆物理角度定量分析两种燃料的反应性差异,采用WIMS程序和RFSP程序,计算了温度系数、空泡系数、重水纯度和慢化剂毒物浓度变化导致的反应性变化。计算结果表明37R燃料和37M燃料的反应性系数差别很小。     

18 CEFR物理启动温度反应性系数测量试验方法

CEFR在首次临界试验完成后，由净堆临界装载向运行装载冷态过渡。完成一系列物理试验后，在提升功率之前，逐渐向运行装载热备用态过渡（此时，反应堆的功率仍为零）。这时，反应堆的介质温度从250℃上升到360℃。由于堆芯材料温度和钠冷剂温度的变化引起了钠密度、燃料组件尺寸、钢反射层组件尺寸变化、Doppler效应以及栅板联箱径向膨胀导致堆芯径向尺寸改变的效应，使得堆的反应性发生改变。CEFR物理启动温度反应性系数测量试验就是测量CEFR从250℃等温加热到360℃时由于温度的变化所引起的反应性变化。     

秦山核电厂冷却剂温度系数测量试验的校核计算

本文介绍了秦山核电厂反应堆堆芯冷却剂温度系数测量试验的理论校核计算工作。该校核计算工作具有较好的精确度，最后的计算结果与测量值符合良好，满足工程要求，可以作为反应堆启动、运行的指导和参考。     

3He辐照考验装置反应性引入事故分析

在高通量工程试验堆（HFETR）中,3He回路内气体压力变化会向反应堆引入反应性,进而影响到HFETR的运行安全。本文利用蒙特卡罗（MCNP）程序计算了3He辐照考验装置反应性变化速率,并利用RELAP5程序对3He屏失压与HFETR 1根控制棒失控提出叠加事故进行了分析。结果表明,正常工况下,3He回路辐照试验不影响HFETR 正常运行;3He屏失压事故与HFETR事故工况叠加不会影响HFETR安全。      

TOPAZ-Ⅱ反应堆~(135)Xe小反应性计算方法研究

TOPAZ-Ⅱ反应堆的中子通量密度很低,这使其在运行过程中引入的135Xe反应性很小,其数值难以采用现有的蒙特卡罗程序进行计算。本文考虑了中子价值对反应性的作用,采用MVP-BURN程序对TOPAZ-Ⅱ反应堆的135Xe小反应性进行了计算。该方法可为其他类似反应堆的小反应性计算提供参考。