反应性测量中本底与中子源修正计算方法研究

在核电厂反应堆的反应性测量中,γ本底电流、中子源引入的电流、电路噪声等干扰项在实测电流中占有显著份额,给反应性的测量计算带来很大影响,在动态刻棒等反应性测量工作中必须对其进行修正。本文分析了本底与中子源电流对反应性测量的影响,并自主开发了一种本底电流、中子源电流修正方法--双重拟合法。该方法基于点堆模型,通过对包含本底与中子源的逆动态方程的分析,计算得到准确的反应性以及本底电流、中子源电流。通过试验堆动态刻棒实验的数据对本方法进行了验证,得到了理想的结果。     

先进数字式反应性仪跨量程连续测量误差补偿方法

动态刻度控制棒试验方法(DCRM)的发明极大地减小了核电厂控制棒价值测量试验的难度,压缩了试验时间。动态刻棒试验需要使用先进数字式反应性仪(ADRC)。与传统反应性仪使用环境不同,动态刻棒试验时,反应性仪需实现多量程测量以满足探测器电流快速下降多个量级的需求。进行反应性仪量程切换时产生的测量值的误差会对反应性测量结果产生影响。本文通过分析动态刻棒过程中探测器电流曲线特征,提出基于曲线拟合进行测量误差补偿的方法,核电厂试验数据表明,应用此种方法可以将反应性仪量程切换带来的计算最大误差由48%减小到2.0%。     

SHB—5临界装置铀水栅堆芯硼微分价值和总后备反应性的测量

介绍了ＳＨＢ－５临界装置铀水栅堆芯硼微分价值的测量，给出了利用非线性牛顿迭代法得到的硼微分价值符合曲线和几种典型硼浓度的硼反应性积分价值；同时给出了利用硼微分价值符合曲线得到的控制棒积分价值、可燃毒物棒总价值和堆芯总后备反应性；这些结果与脉冲中子源法测量结果基本符合。     

落棒法测量所有控制棒全插时的棒价值

商用压水堆控制棒总价值没有完全通过试验来验证。利用反应堆功率运行时落棒停堆瞬态数据,用自己开发的离线反应性仪计算程序(ODRM)来计算所有控制棒全插(ARI)时的棒价值,验证了核设计。     

西安脉冲堆反应性测量空间效应修正方法研究

反应性是反应堆重要的物理参数,在西安脉冲堆上增加反应性实时监测功能,能够为操纵员提供反应性实时大小和变化趋势,有利于其安全运行。逆动态方法以其实时性好、能测量任意反应性引入而被广泛应用于反应性测量,但由于控制棒的移动会导致中子注量率空间分布前后不一致,而出现偏差。本文对逆动态方法和静态空间效应因子进行了理论分析,给出了相应的计算方法;以西安脉冲堆为研究对象,使用蒙特卡罗（MCNP）程序计算了探测器三维空间的响应函数,同时计算了归一化节块功率密度,由此得到静态空间效应因子;最后在脉冲堆上进行了不同棒速下插控制棒实验,处理实验数据得到控制棒积分价值曲线。结果表明,进行空间效应修正是必要的,经修正后计算得到的控制棒价值曲线更稳定,计算结果与真实值误差更小。      

次临界反应性测量的空间修正及其应用综述

次临界下的反应性测量技术有着自身的特点,次临界下控制棒的动作、堆芯的次临界度以及外中子源的存在都会对堆芯中子通量的分布产生影响,因此通常情况下堆芯的次临界度只能"监视",无法准确测量。在堆芯模拟软件发展的基础上,国外科研人员提出了次临界下点堆模型的空间修正方法,将这种方法用于动态棒价值测量(DRWM),并在此基础上进一步发展了次临界控制棒价值测量(SRWM),这些技术有的已经被国内核电站使用,但是国内对空间修正的原理及方法鲜有介绍。本文针对这种需求,总结概括了国外商用堆次临界反应性测量的基本原理与方法,并结合反应性测量仪表技术,给出了次临界反应性仪的数据处理流程,这对于推进国内商用堆次临界反应性测量的研究和实际应用具有较为重要的意义。     

脉冲堆反应性测量系统的研制

研制了基于脉冲堆核测量系统探测器的数字反应性仪。选择适合该堆动态反应性实时监测的数值计算和数字滤波方法,研究了落棒法和插棒法测量控制棒价值的空间效应的修正方法。经过在脉冲堆上测量验证,结果令人满意。     

先进反应性测量系统的研发与应用

相比于传统的反应堆控制棒价值测量方法,快速的动态棒价值测量方法要求反应性测量设备具有更高的精度和性能,以准确获取和处理堆外探测器的电流信号,并需通过额外的堆芯中子学计算对试验过程中的空间效应进行修正。为此本研究开发了一套包含先进物理试验测量仪（APTC）和动态棒价值测量软件包（LIGHT）的先进反应性测量系统（SMART）,并对SMART开展了一系列验证试验。结果表明,SMART具备完整的物理启动试验功能,其精度和性能能够满足包括动态棒价值测量在内的物理启动试验的要求;在300 MW压水堆核电厂中的成功应用也充分验证了SMART的工程应用能力。      

船用堆自动棒动态反应性Simulink仿真模块设计

船用堆运行中功率频繁、剧烈变化需要自动控制棒频繁调节。针对该特点及现有反应堆系统微机仿真程序存在的控制棒反应性描述不合理、不准确的问题,设计了船用堆自动棒动态反应性Simulink仿真模块。该模块作为船用堆物理热工参数快速计算Simulink程序的子模块,应用于船用堆典型动态过程仿真表明：该模块能够模拟动态过程中的自动棒棒位和相应的动态反应性,适用于船用堆物理热工参数快速计算,对船用堆动态过程的仿真和物理热工参数快速计算有重要意义。     

启明星Ⅱ号安全控制部件的实验验证

启明星Ⅱ号零功率装置（启明星Ⅱ号）所设计的安全控制部件有安全棒和调节棒,这些控制部件是反应堆安全运行的关键。本文采用逆动态反应性计测量的方法对所选定的控制部件的反应性价值进行了实验测量,并与理论计算结果进行了比较。结果表明,安全控制部件的反应性价值的实验测量结果与理论计算结果的相对偏差为4.46%,二者吻合较好。安全棒系统经力学分析评定,结果表明不会出现卡棒现象,能实现快速停闭反应堆的目的。安全棒系统、调节棒系统的机械性能经堆上反复实验验证,各系统性能稳定可靠,重复性好。     

Benchmark Analysis of TRIGA Mark II Reactivity Experiment Using a Continuous Energy Monte Carlo Code MCNP

The benchmark analysis of reactivity experiments in the TRIGA-II core at the Musashi Institute of Technology Research Reactor (Musashi reactor, 100 kW) was performed by a three-dimensional continuous-energy Monte Carlo code MCNP4A. The reactivity worth and integral reactivity curves of the control rods as well as the reactivity worth distributions of fuel and graphite elements were used in the validation process of the physical model and neutron cross section data from the ENDF/B-V evaluation. The calculated values of integral reactivity curves of the control rods were in agreement with the experimental data obtained by the period method. The integral worth measured by the rod drop method was also consistent with the calculation. The calculated values of the fuel and the graphite element worth distributions were consistent with the measured ones within the statistical error estimates. These results showed that the exact core configuration including the control rod positions to reproduce the fission source distribution in the experiment must be introduced into the calculation core for obtaining the precise solution. It can be concluded that our simulation model of the TRIGA-II core is precise enough to reproduce the control rod worth, fuel and graphite elements reactivity worth distributions.     

动态棒价值测量软件包LIGHT的开发与数值验证

动态棒价值测量是一种快速测量控制棒组价值的方法。基于测量过程和相关的反应堆物理数值计算方法，开发了动态棒价值测量软件包LIGHT。LIGHT可产生进行动态棒价值测量所需的参数，包括静态空间因子、动态空间因子和缓发中子参数。针对基准问题和AP1000核电厂进行了数值计算并进行了比较。分析表明，计算结果具有较高的精度，说明建立的计算模型及开发的程序是正确的。     

DF-VI快中子临界装置2号堆芯临界实验

DF-VI快中子临界装置在改造完成、堆芯发生了变化以后,进行了重新启动和一系列的实验测量。测量内容有：根据29次临界实验的数据对2号堆芯平均临界元件数和临界质量进行了计算;应用周期法和棒补偿法对控制棒价值进行了刻度;用逆动态反应性计对安全棒和安全块的价值进行了测量;对单根边缘元件价值和径向元件价值分布进行子测量。通过以上实验测量,确定了DF-VI快中子临界装置2号堆芯的主要安全运行参数。     

CFR600核设计中控制棒价值非均匀效应的群常数修正方法研究

CFR600堆芯反应性控制和停堆仅使用控制棒,其价值计算的准确性对核设计至关重要。CFR600核设计计算中,组件使用直接体积均匀化,不考虑非均匀效应。但控制棒非均匀效应较强,需进行修正。本文研究控制棒非均匀效应的群常数修正方法,推导通量权重和反应性等效方法的理论计算公式;结合细网差分程序,开发完成群常数修正计算程序CREC;对CFR600安全棒和补偿棒的12群群常数进行修正计算研究,并验证了控制棒价值非均匀修正的计算结果。通量权重和反应性等效方法的计算结果与参考值吻合较好,此两种方法均可对控制棒价值非均匀效应进行有效修正。     

中国实验快堆安全棒和补偿棒价值理论分析和试验研究

利用蒙特卡罗程序对净堆临界和运行转载冷态下的安全棒和补偿棒的单棒价值以及棒组价值进行理论计算,同时通过落棒法和周期法对安全棒和补偿棒价值进行试验测量。经比较可看出,试验值与理论值吻合很好,两者的误差在5%以内。计算结果表明,蒙特卡罗程序具有较高的计算精度,可为在后续大型快堆中的应用提供参考。     

铅铋堆零功率实验装置控制棒价值测量及方法优化

零功率实验装置的控制棒价值测量一般采用周期法、置换法或落棒法对刻棒实验进行简单处理。为提高刻棒效率,本文提出了无补偿的多步降棒刻棒方法,采用该方法对我国首个铅铋堆零功率实验装置控制棒价值进行了测量,与补偿刻棒方式及落棒法测量结果进行了对比,并通过理论计算验证了该方法的准确性。结果表明：本文方法有效降低了空间效应对测量值的影响,控制棒价值测量结果准确可靠,可在较短时间内完成较高精度的刻棒实验,适用于需经常更换装料方案的临界实验装置。     

Control Rod Worth Measurement and Method Optimization of Lead-bismuth Reactor Zero-power Experimental Device

The control rod worth measurement of the zero-power experimental device is generally performed by the periodic method, the substitution method or the rod drop method. In order to improve the efficiency of measurement, a multi-step rod-insertion method without compensation was proposed. The control rod worth of the first lead-bismuth reactor zero-power experimental device in China was measured by this method, and the results were compared with those obtained by the compensation method and the rod drop method. The accuracy of the method was verified by theoretical calculations. The results indicate that this method effectively reduces the space effect on measured worth, and the measurement results of control rod worth are accurate and reliable. The method can complete the higher precision rod worth measurement in a short time, and is suitable for the critical experimental device that needs to change the charging scheme frequently.