临界外推中对控制棒价值非线性的修正

研究堆在物理启动时一般通过棒位外推法得出临界棒位,从而逐步达到临界。但由于控制棒积分价值的非线性,使得这一外推过程不安全或过于偏保守,特别是当临界棒位处于非线性区时。根据点堆模型可导出计数率倒数与Δk_eff成正比,若根据积分价值曲线将棒位对应为Δk_eff,则可修正控制棒价值非线性的影响。通过研究堆的临界外推数据验证了这一方法的准确性。     

反应堆启堆用智能化外推临界装置堆上考验试验

反应堆启堆用智能化外推临界装置用于反应堆临界试验过程中进行自动计数和自动外推临界.该装置在用于外推临界试验之前必须在零功率反应堆或其它反应堆上进行考验试验.论文叙述了研制的反应堆启堆用智能化外推临界装置在零功率堆上考验试验的情况及试验结果.试验结果表明:智能化外推临界装置具有自动计数和自动外推临界的功能,且外推结果偏差...     

外推临界计算机辅助系统的研制

本文根据反应堆外推临界的一般原理，用Visual Basic6．0开发了脉冲堆提棒外推临界辅助系统(ECAS)．ECAS界面友好，操作简单，并有一定的容错功能；ECAS在脉冲堆首次临界试验中使用，给出结果与实际相符．     

辐照对银铟镉控制棒价值的影响分析

为分析银铟镉（Ag-In-Cd）控制棒内各核素经反应堆中子辐照后的消耗情况以及核素消耗对控制棒价值的影响,本研究采用蒙特卡罗程序模拟了Ag-In-Cd控制棒内主要核素在反应堆运行期间的燃耗,并结合控制棒宏观中子吸收截面和控制棒内的中子注量率水平变化,分析了辐照前后控制棒价值的变化。研究结果表明,控制棒中113Cd随着辐照时间增加而加速消耗,107Ag、109Ag和115In消耗速率相对较慢;控制棒总的宏观中子吸收截面在辐照后降低,但是107Ag、109Ag和115In的中子吸收截面明显地增加;辐照后控制棒内的中子注量率增大,控制棒总中子吸收率无明显变化,即控制棒价值无明显变化。      

反应堆物理启动提棒外推临界时考虑空间效应的修正方法

分析了反应堆物理启动提棒外推临界时,外推临界曲线经常出现外凸现象的原因.在消除中子源项方法的基础上,引入空间通量畸变因子的理论,提出了进一步消除反应堆空间效应影响的新的修正方法.利用该方法进行了实例计算,并将计算结果与反应堆物理启动的实际数据和采用消除中子源项修正方法的结果进行了比较.结果表明:新方法能更好地改善曲线外凸现象,用修正后的曲线进行临界外推,可以更加快速准确地确定临界棒位.     

临界实验中本底计数对倒数外推临界质量的影响

介绍了在硝酸铀溶液核临界安全实验装置上进行不同浓度铀溶液的临界实验时，用倒数外推方法确定硝酸铀酰的核临界质量的过程；着重论述了本底计数对倒数外推方法的影响。实验表明，溶液在不同液位下的本底计数是不一样的，在外推临界时，中子计数若不减本底则外推的临界质量将偏大，临界实验过程是危险的；若减恒定本底，则实验过程偏保守，增加了实验时间。应用本文介绍的本底扣除法将避免上述缺点。     

HFETR控制棒价值刻度实验

介绍了用数字反应性仪落棒法测量高量工程试验堆第４９－１炉额定装载下的控制棒价值、停堆深度,并给出了相应的测量结果及手动棒和自动俸的相对价值曲线。     

控制棒驱动机构移动衔铁释放临界电流研究

基于控制棒驱动机构(CRDM)移动衔铁释放的工作原理,采用理论和试验相结合的方法给出移动衔铁释放临界电流与电磁吸力的关系。通过排查试验确定影响CRDM移动衔铁释放临界电流超差的多种因素,进而提出一种新的CRDM移动衔铁释放临界电流评价验收准则和改善移动衔铁释放临界电流的建议。     

压水反应堆达临界的外推修正

通过外推临界状态来控制反应性引入是目前压水堆核电厂反应堆达临界的常用手段。在分析线性外推理论不足的基础上,运用有源、次临界状态下的中子倍增理论,对非平衡态、稀释阶段和提控制棒阶段的中子计数进行了分析。分析结果表明,在临界外推过程中,稀释的滞后效应、控制棒微分价值的非线性变化、次临界下中子注量率的非均匀增长等因素严重影响外推临界状态。针对这些影响因素,对线性临界外推方法提出了初步的修正方法和改进建议。     

临界实验装置水位外推达临界方法优化研究

带乏燃料的临界实验装置可用于开展乏燃料贮存相关的临界实验研究,考虑到其具有较高放射性,因此开展实验时最佳方法是水位外推达临界方法。目前该带乏燃料的临界实验装置尚未建成,遂使用与其堆芯结构、物理特性相似的铀棒栅轻水慢化临界实验装置开展水位外推达临界方法的模拟实验。在该实验中,由于水的屏蔽作用随水位上升不断加深导致无法得到正常的外推曲线。本文通过蒙特卡罗程序模拟外推过程,研究了中子源与探测器在不同的相对位置处中子计数率随水位变化的规律,给出了探测器与中子源的优化布置方案。此外,还提出一种以水位价值作为外推参数的外推方法,消除了水位高度外推时水位系数不均匀的影响,使得外推结果更准确。     

堆芯功率分布对CCTF试验再淹没现象影响的评价研究

以圆柱形堆芯试验装置（CCTF）为研究对象,采用轻水堆冷却系统事故工况的瞬态行为最佳估算程序（RELAP5）和自主化堆工设计与安全分析程序（LOCUST）,开展堆芯功率分布对CCTF C2-SH2（Run54）试验工况再淹没现象影响的评价研究。研究表明:①计算所得下降段压降、堆芯压降、堆芯出口蒸汽质量流量等计算结果与试验结果吻合较好;②对于堆芯1.015 m处平均通道包壳峰值温度的计算,RELAP5和LOCUST程序计算的包壳峰值温度分别为816 K和813 K,试验结果为898 K,计算值比试验值低约82 K,平均通道包壳温度最后稳定在400 K左右,计算结果与试验结果一致。因此,本研究结果表明LOCUST程序能够较好地对大破口失水事故（LBLOCA）中再淹没阶段的瞬态过程进行模拟。      

压水堆控制棒价值误差分析

压水堆启动物理试验时,控制棒价值是比较容易超限的一个参数.本文系统分析了影响控制棒价值计算值与测量值偏差的主要因素以及各因素的影响特点、大小,并给出了部分实例分析,以期降低控制棒价值的误差,减少因控制棒价值超差对启动物理试验带来的不利影响,并在控制棒价值超差原因分析时提供帮助.分析表明,为降低控制棒价值误差,需要建立精确、合理的反射层模型,尽可能采用燃料组件的制造参数,控制棒的计算方法要考虑试验方法与工况;将注量率图试验结果、硼浓度和其他堆芯参数与控制棒价值误差分布特点相结合,进行原因查找.     

Control Rod Worth in High Conversion PWR

In a High Conversion PWR (HCPWR), the neutron spectrum is hardened in comparison with the conventional PWR and the nuclear characteristics of the control rod is much different. We have calculated the control rod worth in a HCPWR for several materials of strong neutron absorbers and selected B₄C for the control rod material. For the B₄C control rod, we have investigated the various nuclear characteristics such as the spatial and energy dependency of neutron absorption, the dependency of the control rod worth on moderator to fuel volume ratio and Pu enrichment etc., and obtained the useful data for the nulear design of control rods in a HCPWR.     

Calculation of the Cruciform Control Rod Worth

A new method of calculating the worth of cruciform control rods arranged in the D-lattice is presented. The lattice is divided into two regions: a transport region near the control rods, and a diffusion region removed from the rods. The neutron behavior in the former region is treated by collision probability method and in the latter by diffusion approximation. The prompt decay constants calculated by the present method are in very good agreement with experimental data, which evidences the accuracy of the present method for evaluating cruciform control rod worth.     

铪替代银-铟-镉合金控制棒价值分析

随着我国锆铪分离技术的突破,核级海绵铪已经实现了工业规模的生产,为国内核电厂使用铪作为控制棒材料奠定了物质基础。本文从控制棒价值及控制棒材料燃耗特性角度,分析天然铪(Hf)、硼化铪(HfB₂)、氢化铪(HfH_X)、氧化铪(HfO₂)4种材料替代银-铟-镉合金(AIC)控制棒的可行性,分析结果表明:从增加控制棒价值的角度,替代AIC的优先顺序为HfB₂>HfH₃>Hf;从工程应用角度,应用于国内主流核电厂时,替代AIC的首选铪材料为Hf。     

Simple Method for Evaluating Mesh Size Effects in Control Rod Worth Analysis

It has been pointed out that the reactor coolant system piping could fail prior to the meltthrough of the reactor pressure vessel in a high pressure sequence of pressurized water reactor severe accidents. In order to apply to the evaluation of the piping failure which influences the subsequent accident progression, models for the strength of piping materials at high temperatures were examined. It was found that 0.2% proof stress and ultimate tensile strength above 1,073 K obtained from tensile tests was reproduced by a quadratic equation of the reciprocal absolute temperature. Short-term creep rupture time and minimum creep rate at high temperatures were well correlated by the modified Norton's Law as a function of stress and temperature, which implicitly expressed the effect of the precipitation and the resolution of precipitates on the creep strength. The modified Norton's Law gave better results than the conventional Larson-Miller method. Relating applied stress vs. minimum creep rate and tensile properties vs. applied strain rate obtained from the creep and tensile tests, a temperature range where the dynamic recrystallization significantly occurred was evaluated.