考虑初始功率有温度反馈的缓发超临界分析

对输入小阶跃反应性(ρ0＜β)有温度反馈时,反应堆缓发超临界过程进行了研究.在功率与温度关系中考虑初始功率的作用,修正了绝热模型,求得了任意初始功率条件下反应堆反应性和功率随时间的变化规律,并进行分析、讨论.结果表明,初始功率对缓发超临界过程反应性与功率变化的影响明显,初始功率越大,反应堆反应性与功率的响应越快,且功率变化幅度也越大.     

核动力反应堆压力系数测量

介绍了核动力反应堆压力系数测量方法。该方法利用反应堆压力变化会引起反应性变化的特性,用数字反应性仪和压力表测量多个温度测点的压力系数,拟合得到压力系数曲线,即可获得反应堆各温度点的压力系数值;还利用MCNP程序作压力系数校核计算,计算表明,校核计算结果与试验结果符合得很好。获得的反应堆压力系数值,用于指导反应堆运行及试验,对反应堆安全有重要意义。     

有温度反馈时超瞬发临界瞬变

对输入大阶跃反应性(ρ0>β)和有温度反馈时的反应堆超瞬发临界变化过程进行研究。求得任意初始功率条件下反应堆反应性与功率的变化规律,并分析、讨论了输入反应性与初始功率大小对瞬发超临界变化过程的影响,给出一些有益的新结果,可为反应堆安全分析和运行管理提供重要的理论依据。     

系统辨识方法在HWRR反应堆动态参数估计中的应用

利用动态系统辨识方法,以控制棒扰动做为堆内已知反应性输入,实现了控制微分效率、温度系数等反应堆动态参数的热态估计,并在重水型研究反应堆(HWRR)上进行了实验研究。结果是可信的,系统辨识方法能够实现反应堆某些动态参数的估计。值得指出的是,在有计算机检测或控制的反应堆上,该方法不需要增加任何设备即可应用。     

基于无人潜航器中的热管冷却反应堆安全分析研究

以一种无人潜航器中搭载的紧凑型热管冷却反应堆为基础,建立并优化了一套完整的热管冷却反应堆安全分析模型,其中主要包含堆芯功率瞬变模型、高温热管冷态启动模型与二维热管网格模型,针对研究对象设计了事故工况下的非能动余热排出系统。基于上述模型,开发了热管冷却反应堆安全分析程序,并采用文献公开的冷态启动、稳定运行的实验数据与安全分析程序计算数据进行了对比验证。验证结果表明,程序计算结果与实验数据符合较好,证明了程序的准确性与预测结果的可靠性。使用程序针对研究对象进行了典型事故分析,计算得到了热阱丧失事故下,反应堆在事故发生后延迟3 s停堆与延迟6 s投入余热排出系统条件下峰值温度为1085 K,低于热管最高运行温度;计算得到了引入阶跃正反应性0.47$与线性引入反应性±0.05$下热管冷却反应堆温度的瞬态响应,最高温度低于热管最高运行温度,且在反馈调节作用下反应堆在更高功率水平下达到新的稳态,体现了反应堆设计方案的良好固有安全性。     

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。     

松散耦合反应堆系统基本物理特性研究

从简化的一维双区平板反应堆问题入手,专门对松散耦合反应堆系统的基本物理特性进行了研究.结果表明,一个由多区燃料组成的反应堆系统,当各区之间的耦合非常弱时,其反应性将完全由系统内反应性最大的区域所决定,其余区域对系统的反应性没有贡献.此外,研究还表明,一个由外源驱动的次临界弱耦合反应堆系统其中子注量率信息只反映外源中子所...     

基于TREND程序的石墨通道液态熔盐堆无保护反应性引入事故初步分析

采用自编系统分析程序TREND,基于液态点堆动力学模型,针对10 MW石墨通道液态熔盐堆的设计,研究分析不同反应性在阶跃引入和线性引入情况下10 MW石墨通道液态熔盐堆堆芯功率、石墨温度和堆芯出口熔盐温度的瞬态变化。结果表明,阶跃引入低于570pcm（1pcm=10?5）反应性,堆系统能在无保护的情况下安全运行;当单根控制棒失提引入约800pcm时,反应性引入速率不超过8pcm/s,反应堆能够利用自身的温度、功率负反馈特性有效地控制功率峰值和降低堆芯出口温度,保证反应堆在无保护情况下安全运行。因此,液态熔盐堆具有良好的固有安全性。      

任意初始功率下考虑温度反馈的反应堆缓发超临界过程

采用解析方法研究了引入小阶跃反应性(ρ0<β)和有温度反馈时反应堆的缓发超临界过程.导出了任意初始功率条件下反应性与时间关系的解析表达式,得出了功率随时间的变化规律.对不同初始功率条件下引入小阶跃反应性时反应堆功率与反应性的变化规律进行了研究.结果表明,初始功率对变化过程有显著影响.     

控制棒失控抽出工况下MNSR反应堆瞬态特性的研究(英文)

利用热工水力学程序RETRAN-02和反应堆物理计算程序MARIA,计算和分析了微型中子源反应堆MNSR的瞬态特性。计算得到的事故序列和后果与实验值进行了比较。为了研究Doppler效应,考虑了反应堆的有效共振积分。计算了反应性温度系数的权重因子。计算了反应堆功率峰,冷却剂。入口温度,出口温度和冷却剂质量流量等瞬态参数并与实验值进行了比较。     

Modelica仿真技术在气冷式微型反应堆中的应用

相比传统大型核电厂,微型反应堆各系统功能间紧密耦合且相互制约,传统的分专业解耦设计模式难以应对,需开展全范围的系统仿真。采用Modelica语言建立了气冷式微型反应堆的系统仿真模型,以未能紧急停堆的预期瞬态（ATWS）事故为例开展事故分析计算,并与专业堆芯安全分析结果对比,结果表明反应堆功率变化趋势较为一致,且ATWS事故后仅依靠堆芯温度升高引入的负反应性可实现停堆。本文研究方法为气冷式微型反应堆的全系统建模仿真打下了坚实基础,也为其他类型反应堆的系统建模仿真提供了很好的借鉴作用。      

基于3KEYMASTER平台的反应堆控制鼓特性仿真研究

为了掌握小型化特种动力反应堆中控制鼓的运行特性和控制特性,需要对其原理和各关键参数进行详细分析,并运用仿真建模技术进行具体研究。通过在先进的仿真平台中使用面向对象的模块化建模方式,建立反应堆控制鼓的仿真模型,并与反应堆堆芯系统程序和比例-积分-微分(Proportional Integral Differential,PID)控制器组成耦合系统,在反应堆稳定核功率水平下进行了反应性扰动仿真试验,准确得出了扰动后核功率、控制鼓反应性、控制鼓角度的变化趋势曲线以及扰动消除时间、功率超调量等关键数据。试验结果表明:建立的控制鼓模型完整实现了各项功能和特性,控制鼓的反应性价值和驱动机构合理可控、消除扰动的响应速度快,可有效实现反应性控制功能。     

熔盐堆低功率工况下反应性引入事故初始条件敏感性探讨

熔盐堆低功率工况反应性引入事故中,不同的反应性引入速率将触发不同的停堆信号.同时反应堆初始功率和反应性温度系数等初始条件影响事故的进程,引起事故后果的差异.本文选取了7个反应性引入速率工况、25个初始功率水平和反应性温度系数的参数组合初始工况,分别讨论了这三个参数对事故后果的影响.分析结果表明:熔盐堆低功率工况反应性引...     

船用反应堆冷却剂泵连续调速研究

采用船用核动力装置模拟程序,对反应堆冷却剂泵转速连续调节研究进行仿真试验研究。在相同的40%满功率工况下,进行冷却剂泵转速阶跃变化与连续变化两种试验。对比了反应堆进出口温度、反应堆功率、反应堆反应性、冷却剂流量、蒸发器蒸汽压力等参数的变化情况,对开展船用反应堆冷却剂泵连续调速设计具有重要的指导意义。     

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。     

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。     

TOPAZ-Ⅱ反应堆慢化剂正温度效应研究

TOPAZ-Ⅱ空间核反应堆电源采用热离子静态热电转换方式，系统输出电功率为5 kW,寿命可达3 a,是当前可迅速工程化的最先进的空间核电源系统之一。然而TOPAZ-Ⅱ反应堆的慢化剂温度系数是一个较大的正值，并导致了全堆的温度系数也是正值，这对反应性控制系统的可靠性提出了很高要求，因而有必要对其产生的机理进行详细的研究。采用MCNP程序构建了TOPAZ-Ⅱ反应堆堆芯三维精确几何模型，从中子能谱的变化、中子平衡关系的变化以及中子循环因子的变化3个方面详细分析了TOPAZ-Ⅱ反应堆慢化剂正温度效应产生的原因。通过设计验证算例验证了分析的正确性，并找到了可减小慢化剂正温度效应的方法，为未来热离子反应堆的优化设计提供了一个指导方向。     

FMJ-1型反应性测量模拟计算机

一、概述向反应堆中输入一种特定形式的反应性变化,通过求解反应堆动力学方程,可以得到反应堆中子通量的响应函数。相反,如果已知这种中子通量的响应函数,通过反应堆动力学方程,可以反过来求解反应性,这称为逆动力学方程技术。1959年美国布鲁克海文实验室基于这种技术,设计了一种测量反应性的仪器,实现了反应性的在线测量。     

控制棒失控抽出工况下MNSR反应堆瞬态特性的研究

利用热工水力学程序RETRAN-02和反应堆物理计算程序MARIA,计算和分析了微型中子源反应堆MNSR的瞬态特性。计算得到的事故序列和后果与实验值进行了比较。为了研究Doppler效应,考虑了反应堆的有效共振积分。计算了反应性温度系数的权重因子。     

核反应堆在线反应性计的发展

讨论了该反应性计在ＰＡＲＲ－１反应堆上用于测量反应性系数、控制棒价值和放射性样品等各种反应性的结果。本报告还讨论了核探测器的正确选用和定位，以及系统标定。