超高通量快中子研究堆核燃料概念设计研究

提高中子注量率是高通量研究堆的发展趋势,能够大幅加速反应堆材料研发进程。但若提高中子注量率至1016 cm?2·s?1将导致功率密度峰值相较于现有研究堆高数倍,对反应堆和核燃料设计带来许多挑战。为此,本文从中子学、传热、燃料材料堆内行为等方面半定量分析了提高中子注量率对核燃料性能的影响,并提出应对超高通量和功率密度挑战的设计措施,为发展超高通量快中子研究堆燃料设计提供指导。      

超高通量快中子试验堆堆芯初步概念设计

针对先进核能系统发展需要,提出了超高通量堆的堆芯概念设计。本文采用板型燃料、正方形燃料组件设计,设置宽流道保证堆芯冷却剂占有较高的体积份额。堆芯采用52盒燃料组件,设置8盒控制棒组件和较厚的反射层。通过堆芯概念设计方案评价,结果表明堆芯循环长度可达100EFPD(等效满功率天),所提出的超高通量堆的最大中子注量率可达到1.08×10¹⁶ cm^-2·s^-1。     

5MW低功率堆辐照孔道内快中子通量谱测定

本文简要说明了测量快中子通量谱的阈探测片组激活方法,介绍了辐照孔道内快中子通量轴向相对分布的测量结果,报道了堆内 K_(11)、Ⅴ 和 Ⅶ 号辐照孔道内快中子通量谱和 Ⅴ 号孔道快中子积分通量的实验结果。并对实验结果进行了分析和讨论,为该堆的同位素生产和材料辐照提供了十分重要的数据。     

快中子通量实验堆失流事故三维数值模拟

为验证计算流体动力学（CFD）方法在钠冷快堆失流事故模拟计算中的可靠性和可行性,针对快中子通量实验堆（FFTF）,建立了包含冷池、热池、堆芯在内的全三维模型,其中堆芯组件简化为多孔介质模型,堆芯保留了盒间特征,各类隔板简化为无厚度面。失流事故下主要参数计算结果与实验数据的对比表明,CFD方法能有效捕捉冷池、热池以及盒间复杂的流动换热现象,堆芯最热组件的位置在瞬态过程发生了变化,热管段出口温度与实验值符合良好,装有温度测点的组件出口温度模拟值较实验值低。CFD方法仍需针对组件盒间进行相应的模型开发和验证,此外还需进行大量全堆级别的实验验证,以保证计算结果的合理性。     

微型堆辐照座内快中子通量谱的测定

用Ａｌ，Ｆｅ，Ｉｎ和Ｎｉ作探测片，用阈探测片活化法测定了中国原子能科学研究院微型堆内，外辐照孔道的快中子能量。用平均截面法求得内外辐照孔道的快中子与热中子能量比分别为０．１９８和０．０７７，用有效阈能法计算了不同能量区间的快中子通量，同时也对四个内辐照等之间及内、外辐照管内径向和轴向快中子通量的不均匀度进行了测定。     

快中子脉冲堆周期计算机测量系统

简要介绍了中国快中子脉冲堆－Ⅱ堆周期计算机测量系统的硬件结构，工作原理和软件组成，给出了ＣＦＢＲ－Ⅱ堆裸堆带去耦部件系统和裸堆上布置有较多轻材料样品的系统的裂变产额－预加反应性关系。该测量系统使ＣＦＢＲ－Ⅱ堆周期测量实现了自动化和智能化，提高了测量数据在线处理的精度和速度。     

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。     

快中子堆启堆试验

以大、中型池型试范快堆为例,介绍有关快堆启堆的两个主要试验阶段的经验:(1)装料前预备工作、充钠、堆整体试验;(2)装料、逼近临界及提升功率试验。     

快中子脉冲堆中子价值计算研究

利用MCNP程序建立了CFBR-Ⅱ堆结构的三维模型,借助中子倍增的方法实现了计算中子价值的功能。为消除实验中用中间钢托盘孔道内的中子价值代替上下半球的中子价值而引起的差异,利用均匀抽样技巧对各区域沿径向分层细致计算。结果表明,中子价值最大处位于高富集度铀区域中间某层而非系统中心或上下半球球心,其他区域中子价值则沿径向单调递减。     

快中子脉冲堆中子价值计算研究

利用MCNP程序建立了CFBR-Ⅱ堆结构的三维模型,借助中子倍增的方法实现了计算中子价值的功能.为消除实验中用中间钢托盘孔道内的中子价值代替上下半球的中子价值而引起的差异,利用均匀抽样技巧对各区域沿径向分层细致计算.结果表明,中子价值最大处位于高富集度铀区域中间某层而非系统中心或上下半球球心,其他区域中子价值则沿径向单调递减.     

反应堆中子注量率测量方法的改进

本文介绍ＷＲＭ－９８宽量程中子注量率监测装置的设计和性能。     

Optimal Control of Steady State Neutron Flux Distribution in Slab Reactors

The algorithm is presented for seeking optimal control of the steady state neutron flux distribution making use of Pontryagin's Maximum Principle, for a one group model of the bare slab reactor as well as for a two group model of the reflected slab reactor, both of which are homogeneous except for the control material. The performance criterion to be minimized is the spatial square integral error between the thermal flux distribution and the desired flux shape, and the control variable is the cross section of the absorbing material.

A numerical example is given for the bare reactor where the desired shape is assumed to be uniformly flat. The non-linear nature of the problem imparts a complex aspect to the algorithm concerning the steepest descent method, as indicated by the numerical example. The results show that, as the bounds of the control variable are relaxed, the number of switchings is increased and a better performance criterion is obtained but this is accompanied by a higher hot spot factor.     

Neutron Activation Analysis with Low Neutron Flux

Procedures are described for identifying and determining concentrations of trace impurities in minerals by means of neutron activation analysis with low neutron flux and standard gamma measurement equipment. Techniques developed in this work may be of use to those involved with the ever increasing need for mineral assays and for pollutant measurements, but who do not have the latest and most sophisticated equipment. This is especially true for institutions without formal nuclear programs and for developing countries desiring to be self-sustaining.     

辐照监督管中子注量率精细化模型计算方法研究

针对采用传统简化模型计算反应堆辐照监督管快中子注量率出现的计算结果与实测值误差较大问题,对计算模型进行改进,建立堆芯燃料组件内部结构的精细化计算模型,并将传统简化模型、改进的精细化模型的计算结果与实测值进行比较.结果表明,辐照监督管改进的精细化计算模型的计算结果相对于实测值的误差大幅降低.     

反应堆中子注量率相对分布测量系统铅屏蔽计算分析

为批量化测量探测片活性,设计了多道中子注量率相对分布测量系统。每一个NaI探测器测量一个探测片,探测器之间采用铅屏蔽。为了消除其他通道探测片对本通道探测片测量结果的影响,通过设计保证邻近通道活化探测片对本通道干扰小于0.05%。本文采用点源积分方法计算(经蒙特卡罗模拟验证),并确定了满足屏蔽要求的铅屏蔽体尺寸。     

反应堆中子通量密度仿真研究

核电厂作为特殊企业,对职工的培训尤为重要,而培训中,仿真系统是必不可少的环节。强果用经典的点堆模型方程,仿真精度不够,不能实现物理仿真。本文利用因子分解方法解中子通量密度函数,在求解中子通量密度形状函数量,通过适当的模型简化,使其可以在一般的ＰＣ机上实现。     

Application of Coarse Mesh Method to Neutron Diffusion Calculation for Fast Breeder Reactors

The improved coarse mesh method, which was originally derived by Askew and extended by Takeda, has been modified and applied to a 1,000-MWe and a 300-MWe homogeneous FBR core. In the present method, mesh average neutron flux and mesh center neutron flux are distinguished, and transverse neutron bucklings are taken into account. The results of numerical calculations showed that, with the present method, the power distribution and CR worths are appreciably improved for the 1,000-MWe FBR core with large-pitch fuel assemblies. When CRs are withdrawn, the use of the present method reduces the error of power distribution by half for both cores. However, it yields less satisfactory results, particularly with repect to CR worths, for the 300-MWe FBR core with small-pitch fuel assemblies.