高通量工程试验堆燃料元件加深燃耗与出堆脱水试验中的热工性能测量

高通量堆装有温度-流量测量装置的仪表燃料元件是第二炉加深燃耗试验重要的堆芯监测手段,也是燃料元件经深燃耗运行之后出堆脱水试验唯一的监测手段.本文论述在这两项试验中燃料元件热工性能的实测结果.该仪表燃料元件经两炉高功率运行后,积分功率达到90.88兆瓦日,大大提高了燃耗指标.     

高通量工程试验堆堆芯燃料元件温度和流量测量

论述了高通量工程试验堆堆芯燃料元件的温度-流量测量装置及其测量系统,论述了在反应堆提升功率、首炉全寿期运行试验和第二炉加深元件燃耗试验中仪表燃料元件在稳态与动态测试方面的应用情况,论述了确定肋下热点温度的方法,进行了误差分析,介绍了燃料元件出堆脱水试验。该测量装置成功地用于高通量堆的高功率、深燃耗安全运行,燃料元件 随堆辐照及各种试验研究。装有本测量装置的仪表燃料元件经过两炉运行,积分功率达到9088MWd,最大点燃耗约为64.9%,从而大大提高了高通量堆燃料使用的经济性。     

在板型核燃料元件服役行为模拟中引入离散辐照数据的方法

核燃料元件的辐照工况条件一般只能以离散数据的形式给出,如何将其引入元件堆内热力耦合行为的计算模拟中成为一个关键性的问题。本文针对板型弥散核燃料元件,建立了一系列的方法,可将大量的离散辐照数据处理为所需要的数据格式,从文件中精确搜索到所需要的数据点和辐照数据,并插值到元件热力耦合分析单元的积分点。通过编制FORTRAN程序,将离散辐照数据成功地引入定义等效芯体和包壳材料热-力学本构关系的用户材料子程序、定义等效芯体产热率的子程序,从而将离散辐照工况数据引入了元件热力耦合服役行为的有限元计算。通过输出元件堆内行为有限元计算中所实际使用的工况数据,验证了离散辐照数据引入方法的正确性和高效性。     

美国的脉冲式高中子通量反应堆

美国阿贡国立实验室的脉冲反应堆试验装置(简称Treat)已于1959年2月23日达到临界,已能安全地产生很大的脉冲热中子流。最大积分中子通量超过10~(15)中子/平方厘米,可以用来研究快中子堆的燃料元件,直到这些元件的熔点。 堆芯的熔化说明快中子堆的安全性还有许多未知因素,脉冲反应堆试验装置对探索这些未知因素     

快堆燃料组件内精细功率分布的计算

堆芯热通道因子是堆芯热工设计及安全分析的一项重要参数,确定热通道因子需用中子学计算给出较准确的燃料组件内元件棒功率分布。在三维六角形几何节块扩散理论基础上,使用多项式重构的方法计算节块内中子通量密度分布和功率密度分布。针对快堆六角形燃料组件的特点,用小六角形积分的方法计算组件内元件棒功率,得到组件内各元件棒功率分布。在NAS程序基础上,编制了元件棒功率分布计算模块NAS PIN。通过与蒙特卡罗程序的校验可发现,二者计算结果符合较好,计算精度可满足工程设计的需要。     

国产快堆燃料元件包壳材料316不锈钢的中子辐照效应

介绍国产六种不同成分与工艺的快堆燃料元件包壳材料316不锈钢(316SS)经650℃高温、积分中子注量3.1×1021n/cm2(En>0.1MeV)的辐照概况,以及辐照后在650℃与室温下的拉伸力学性能试验和金相检查的结果及评述。     

10MW高温气冷实验堆乏燃料元件贮存中放射性裂变产物的安全分析

高温气冷堆乏燃料元件的放射性裂变产物绝大部分滞留在燃料元件中。10MW高温气冷实验堆在设计寿命内将卸出约9万个乏燃料元件,其放射性裂变产物的活度高达1.9×1017Bq,因此正确实施乏燃料元件的贮存,减少放射性裂变产物向环境中释放和进行有效的屏蔽是极其重要的。本文根据乏燃料元件中放射性裂变产物的计算结果和德国高温气冷堆乏燃料元件贮存的经验．对我国10MW高温气冷堆乏燃料元件贮存中放射性裂变产物进行了安全分析。     

重水零功率堆超热中子通量谱的测定

在反应堆的物理理论和实验中,有关堆的能谱和能谱参数的计算及实验是十分重要的。而中能部分,上连裂变谱,下连热谱,是反应堆全谱中不可分割的一部分。本工作采用积分技术测量了堆中心有和无吸收棒两个方案的元件表面的超热谱。     

可变积分时间常数的长时间积分器

采用可变积分时间常数和扣除积分漂移斜率相结合的方法,设计了一种新型长时间积分器。通过切换积分器积分电阻来改变积分时间常数,提高积分器的信噪比,防止积分输出饱和;利用DSP计算一段时间内积分器的积分漂移斜率,并利用该斜率对原始积分信号进行实时扣除,以达到减小积分漂移的目的。测试结果表明,该方案是一种有效消除积分漂移的长时间积分方法,并能消除改变积分时间常数后对积分漂移带来的不良影响,通过远程控制能方便地根据实验需要改变积分时间常数,且不再需要人工手动调节积分漂移,极大地提高了实验效率,适合于托卡马克装置放电实验中的电磁测量。     

堆内测量UO_2燃料元件的有效热导

本文叙述装载UO_2芯块的元件有效热导的测定,获得632℃—1988℃范围内有效热导数据,误差是8.5%。最后分析了芯块、包壳材料、内壁温度对有效热导的影响。     

反应堆堆芯中子-温度测量探测器研制改进及试验验证

反应堆堆芯中子-温度测量探测器组件是集成了铑自给能中子探测器与热电偶温度计的一体化探测器。该组件可同时测量堆芯中子注量率和燃料组件出口温度。本文重点介绍了堆芯中子-温度测量探测器组件研制过程中的设计方案,针对假想事故条件下可能出现的短路风险,提出优化结构和加工工艺的改进方案,并通过试验验证了方案的有效性,无限振动试验、拉力、热老化和辐照老化等试验结果表明探测器电气连续性能正常,绝缘电阻大于1 GΩ。设计和工艺改进方案满足探测器技术规格书的要求。      

基于中子IP板的核燃料元件间接中子CT实验方法研究

中子照相作为一种无损检测技术是分析和确定核燃料元件缺陷的重要手段。中国原子能科学研究院中子照相团队依托中国先进研究堆（CARR）中子照相测试平台,搭建了核燃料元件间接中子CT装置,并开展核燃料元件模拟件的间接三维中子成像技术研究。本文首先采用蒙特卡罗模拟方法优化确定了样品环境转移屏蔽容器的关键参数并研制出屏蔽容器,并基于该装置开展了核燃料元件模拟件的间接中子CT照相实验,从获得的三维实验数据可观测到尺寸约0.35 mm模拟芯块缺陷。实验结果表明,该装置可满足核燃料元件的间接中子CT实验检测。同时初步研究了基于IP板的间接中子成像数据处理的制约因素和方法,为后续进一步利用金属转换屏替代中子IP板等技术,真正实现乏燃料元件无损检测应用提供实验指导。     

Study for 228Th reduction in thermal reactor with Th—U fuel cycls

By using computer code WIMS/CENDL,the effects of some parameters,core configuration such as fuel element structure,neutron flox and burn-up,are discussed in this paper.It is shown that high neutron flux,small fuel rod diameter,large volume ratio of coolant to fuel,seed-blank heterogeneous core arrangement and 231 Pa chemical separation are necessary for reducing 228 Th production in reactor.     

Neutronics and burnup analysis of an accelerator-based tru-nitride fuel transmutation system with the ATRAS code

The neutronics and burnup analyses of an accelerator-based transmutation system with tungsten target and TRU-nitride fuel were performed with a newly developed code system named ATRAS (Accelerator-based Transmutation Reactor Analysis System). The ATRAS code is an integrated code system which can perform the hadronic cascade process above 20 MeV and neutron transport and core burnup process below 20 MeV with the spallation neutron source.

The specifications of the transmutation system are investigated. The core consists of the central spallation target region and the surrounding TRU-mononitride fuel region. The core is driven by protons at an energy of 1.0 GeV. This system was also proposed as a benchmark problem in the “OECD NEA/NSC Benchmark on Physics aspects of Different Transmutation Concepts”.

According to the calculation results by the ATRAS code, higher power density and transmutation rate were achieved with nitride fuel, and the neutron spectrum was slightly harder than that of the metallic fuel system. The burnup calculation for thermal power 800 MW was also performed with the ATRAS code. It is shown that about 300 kg of TRU are transmuted annually.     

基于弦长抽样方法的弥散燃料蒙特卡罗中子输运模拟

The dispersion fuel is with the advantages of high burnup, strong ability of containing fission products and good thermal conductivity. It is widely used as an advanced fuel element in new types of nuclear reactors. However, the dispersion fuel element in which the fuel particles statistically distributed in the matrix material presents some new challenges for the conventional neutron transport simulation methods. In this paper, the Monte Carlo neutron transport simulation method based on the chord length sampling is developed. The method can realize the on-the-fly modeling of the dispersion fuel, in which the fuel particles are randomly distributed in the matrix material. The method can obtain neutron transport simulation results accurately and effectively. The method was verified with numerical benchmarks, which indicated the accuracy and reliability of the method in dealing with the dispersion fuels in criticality calculations.     

核燃料组件无损检测探测系统设计

燃料组件是反应堆的核心部分,在高温、高压及强中子辐射场等复杂环境条件下,燃料棒中芯块会出现肿胀、变形甚至包壳破裂,严重威胁反应堆的安全运行。为了更好地了解燃料组件在反应堆内的变化,研究高燃耗的燃料组件中燃料棒的中心空洞形成和燃料棒的变形情况,高能X射线无损检测是一种有效的技术手段。由于辐照后核燃料组件自身具有强放射性,探测系统设计中必须考虑减弱燃料组件自身辐射对探测采集的影响,因此组件探测系统中探测器阵列及准直器的优化设计十分必要。经过建模及相关模拟计算,得到了探测器单元最佳尺寸,优化了后准直器的结构设计,为提高燃料组件无损检测系统重建图像的质量提供帮助。     

Detection System for the Fuel Assembly Nondestructive Testing

Fuel assemblies are the central components of a reactor. The core fuel pellets in the fuel pins will swell and deform and the fuel cladding may even break under the complex environment of high temperature, high pressure and intense neutron radiation field, which threats the safety of the reactor. To better understand the changes in the behavior of the fuel assembly in the reactor and study the central void formations and deformations of fuel pins in fuel assemblies to high burn-up, high-energy X-ray non-destructive testing is an effective technical means. Irradiated nuclear fuel assembly has a strong radioactivity, it is necessary to optimize the design of the detector system and the collimator to reduce the effect from gamma rays emitted from the irradiated fuel assembly during detection system designing phase. Through modeling, estimating and optimization, the optimal size of the detector unit is obtained and the collimator design is optimized which can lay the foundation to improve the quality of the reconstructed images of the fuel assembly nondestructive system.     

基于弦长抽样方法的弥散燃料蒙特卡罗中子输运模拟

弥散燃料因具有燃耗深、包容裂变产物能力强和导热性好等优点而被广泛应用于新型核能系统设计中。然而,弥散燃料因其燃料颗粒在基体材料中的随机分布特性给传统中子输运模拟方法带来了新挑战。基于弦长抽样法发展了弥散燃料蒙特卡罗中子输运计算方法和数值模拟程序,其可以实现弥散燃料的在线建模,充分考虑中子输运过程中燃料颗粒在基体材料中的随机分布特性,快速获得准确可靠的中子输运模拟结果。利用数值例题对本文方法及程序开展了基准验证,证明了本文方法及程序在弥散燃料临界计算中的正确性。      

Study for 228Th reduction in thermal reactor with Th-U fuel cycls

By using computercode WIMS/CENDL, the effects of some parameters, core configuration such as fuel element structure, neutron flux and burn-up, are discussed in thispaper. It is shown that high neutron flux, small fuel rod diameter,large volume ratio of coolant to fuel, seed-blank heterogeneous corearrangement and ²³¹Pa chemical separation are necessary for reducing ²²⁸Th production in reactor.     

高功率研究堆低浓化物理特性研究

应用ＦＧ２ＤＢ两维两群扩散燃耗程序和带６９群中子截面库的ＣＥＬＬ栅元少群参数程序，对高功率研究堆低浓化堆芯进行了物理计算。ＬＥＵ燃料元件的铀密度为３．６－７．２ｇ／ｃｍ３，包壳厚度为０．３８－０．５６ｍｍ。结果表明：改变燃料芯体铀密度或厚度在物理上相当；各堆芯方案的控制棒价值等运行安全有关参数都可以接受。部分计算结果被拟合成线性或二次关系式以便于应用。给出了各堆芯的最小临界值、剩余反应性、运行寿期、快热中子通量和积分通量等物理参数。分析这些参数后指出：当Ｕ－２３５含量提高２０％或更多时，ＬＥＵ堆芯与ＨＥＵ堆芯的主要物理性能相近，这时快中子通量几乎不受影响，热中子通量的下降率近似正比于元件Ｕ－２３５含量增加率。但由于ＬＥＵ堆芯运行寿期的延长，对一般同位素生产与燃料元件辐照考验不会有明显影响。