铀氢锆反应堆脉冲参数分析

介绍了铀氢锆反应堆计算模型和程序,分析了反应性引入速率,反应性引入量,燃料瞬发负温度系数,燃料热容和瞬发中子寿命对脉冲参数的影响。计算结果表明,脉冲峰功率与反应性引入量的平方成正比;一次脉冲释放能量与反应性引入量成正比;燃料元件热容随燃料温度变化,脉冲峰功率和释放能量随燃料热容增大而增大。     

铀氢锆反应堆稳态控制棒驱动机构的设计和试验

铀氢锆反应堆稳态控制棒驱动机构,将用于该反应堆的稳态运行工况。根据任务的要求,我们进行了广泛的选型工作,在几种可取驱动型式的比较中,选取了齿轮-齿条传动型式。在结构设计中,着重考虑了该机构的安全性、经济性和现实性,使该机构的径向尺寸尽量小,维修方便。经过全尺寸样机模拟试验和全面性能考核,已经证实了该机构的选型和设计是合理的。并且在试验中测得了该机构的主要性能和参数,为该机构的产品设计和制造提供了有益的资料。     

铀氢锆堆瞬发负温度系数分析

分别计算了燃料温度，控制棒棒位，铀重量比，燃料奉半径和燃料对瞬发负温度系数的影响，并且对结果进行了理论分析，研究表明：对于铀氢锆堆发负温度系数，起主要作用的是铀的重量比，燃料温度和控制棒棒位，其次是燃料棒半径，而燃耗的影响较小。     

铀氢锆堆芯脉冲性能分析计算

通常在用 Nordheim-Fuchs 模型计算铀氢锆堆芯脉冲参数时,必须考虑燃料热容随温度的线性关系,但采用一平均瞬发温度系数值.本文将瞬发温度系数与燃料温度的关系用一多项式表示,数值结果表明,这种处理改善了计算精度.     

铀氢锆燃料芯块的测氢装置

本文介绍了铀氢锆燃料中氢含量的测定装置及该装置的精密度测定,对不同的载气流量、提取温度及收集时间的影响分别作了测试研究。当载气流量在85—100ml/min,提取温度由900℃增至1550℃时最佳的收集时间可由30分钟减至18分钟;对氢含量为1.89wt%氢化锆参考标样的测定指出,六次测定的精密度优于±2%,测量误差为2%,氢的回收率达99.3%。测试应用表明本装置及其测试方法稳定且操作简单。     

铀氢锆堆中央孔道中子注量测量及校正

反应堆中央孔道中子注量值是反应堆的重要指标，也是反应堆应用的重要参数。本文简要介绍了用锆箔法测定中央孔道中子注量的方法，着重讨论和分析了影响其测量准确度的几种主要因素，并给出了铀氢锆堆中央孔道中子注量的测量结果。     

铀氢锆脉冲堆栅元计算

用由ＥＮＤＦ／ＢＩＶ产生的ＺｒＨ中Ｈ及Ｅｒ等元素的６９群群常数，补充了ＷＩＭＳ－Ｄ／４库中的核数据，形成了用于铀氢锆脉冲堆计算的ＷＩＭＳ－ＣＮＤＣ库，校核了该库中的ＺｒＨ中Ｈ的散射截面，并利用该库及栅元计算程序ＷＩＭＳ－Ｄ／４，计算了铀氢锆脉冲燃产栅元的能谱，群常数，ｋ∞功率分布以及温度系数，最后用一维两群扩散程序的ＴＲＩＧＡＰ进行的堆芯临界计算，以上结果均与有关文献符合得很好。     

铀氢锆堆栅距对堆芯物理性能的影响

使用铀氢锆堆（即脉冲堆）物理计算程序包ＰＲＰ－Ｓ，首先计算了栅距对有效增因子的影响，栅距与堆芯温度系数的关系，然后计算了中国核动力研究设计院设计建造的我国第一座铀氢锆反应堆的冷却温度系数，燃料温度系数和等温度系数，并且与实验值进行了比较，结果表明两者的符合得相当好。     

西安脉冲反应堆

西安脉冲堆是我国设计、建造的第一座实用性多功能脉冲反应堆。它具有固有安全性高、用途广泛、结构简单及运行维护方便的特点；既能稳态运行，又能以脉冲或方波方式运行，稳态额定功率2MW，最大脉冲峰功率4200MW。西安脉冲堆设置有多种实验辐照装置，可以辐照生产放射性同位素，进行中子活化分析、中子照相、单晶硅中子辐照掺杂、材料辐照加工及辐照试验研究。开展核物理、中子物理、放射化学等科学理论研究以及人材培训。近2年的试运行和实验应用表明，西安脉冲推已经展现出良好的应用特性和广阔的应用前景。     

CANDU-6型反应堆中引入稍加浓铀的研究

为了比较稍加浓铀（SEU）与天然铀燃料的优劣，寻找最优的稍加浓铀富集度水平，本文利用WIMS-AECL和ORIGEN程序研究不同富集度的CANDU-6堆燃料在燃料循环成本、天然铀消耗量、高放废物积累等方面的表现。结果显示，采用稍加浓铀可节约20%以上的天然铀，乏燃料量减少30%以上，燃料循环成本降低50%以上；1.3%是最优的富集度水平。      

CANDU重水反应堆钴调节棒组件结构设计

利用秦山三期CANDU重水反应堆生产⁶⁰Co放射源具有活度高、产量高、成本低等优点。CANDU重水反应堆原有的21个不锈钢调节棒组件改成同样数量和位置的钴调节棒组件后,在保持原来调节棒功能的条件下,利用⁵⁹Co吸收中子转变为⁶⁰Co,生产放射性钴源。本工作详细阐述了钴调节棒组件设计要求及结构设计过程中与各种设计接口之间的关系,并通过对设计的钴调节棒组件进行结构完整性分析、提插棒时间分析及跌落事故分析,论证了其在重水反应堆内运行的安全性。经反应堆成功运行经验证明,钴调节棒组件结构设计安全可靠。     

谷壳对铀（Ⅵ）的吸附性能及机理研究

通过静态吸附实验,研究了pH、吸附时间、铀初始质量浓度、吸附剂用量、谷壳粒径、温度等对谷壳吸附铀效果的影响,从热力学和动力学方面对吸附过程进行了分析,并通过红外光谱(IR)和扫描电镜(SEM)探讨了吸附机理。结果表明,单位质量谷壳对铀的吸附量随铀初始质量浓度的增大而增大,随谷壳用量的增大而减小,随温度的升高而增大;在pH＝3、粒径为100～120目时吸附效果最好;吸附在60min基本达到平衡。在25℃时,饱和吸附量q_max可达15.14mg/g。谷壳对铀的吸附遵循Langmuir等温线,符合准二级动力学方程。谷壳吸附铀前后的红外光谱表明,谷壳主要是由羟基、羰基、苯环及碳水化合物组成,通过络合或离子交换的方式吸附铀。     

等效天然铀燃料中子学性能分析

采用10种回收铀（RU）和贫铀（DU）成分情形,根据等效天然铀（NUE）燃料混合比计算程序ALPHA算得配成NUE燃料的混合比。以标准CANDU 6栅元结构为载体,采用WIMS程序,通过比较NUE燃料与天然铀（NU）燃料的中子学性能参数,以及NUE燃料入堆示范验证试验中实际入堆的燃料信息,对NUE燃料与NU燃料的中子学性能等效性进行了论证分析。研究表明,与NU燃料相比,各种情形下NUE燃料在无限增殖系数、卸料燃耗、冷却剂空泡反应性以及燃料温度效应等中子学性能参数上吻合较好,NUE燃料与NU燃料具备较好的中子学等效性,可应用于重水堆核电站,实现回收铀的有效利用。     

Fe(OH)3胶体对铀的吸附行为

为研究地浸采铀工艺过程中Fe(OH)₃胶体对铀的吸附,利用在无水乙醇中制备的Fe(OH)₃胶体,研究了pH值、初始铀浓度及吸附时间等对Fe(OH)₃胶体吸附铀的影响。采用准一级、复合二级与Elovich动力学模型对数据进行了动力学计算与分析,结果表明Elovich 动力学方程更适合描述Fe(OH)₃胶体对铀的吸附行为。采用Freundlich与Langmuir等温吸附方程对实验数据进行了热力学分析和拟合,结果表明Freundlich模型更适合描述Fe(OH)₃胶体对铀的吸附行为。综合两种等温吸附方程,推测Fe(OH)₃胶体对铀的吸附属于不均匀表面的单层物理吸附。根据激光粒度分析与SEM分析结果推测,Fe(OH)₃胶体对铀具有较强的吸附性能,吸附主要是表面吸附。     

等效天然铀入堆辐照试验中子学性能分析

本文基于重水堆堆芯核设计程序系统,计算分析了装入等效天然铀（NUE）燃料的试验堆芯的中子学性能。对选择两个燃料通道进行入堆试验的方案进行了论证分析,通过与相应的设计限值以及全天然铀（NU）燃料堆芯中子学性能的比较,检验了实际入堆NUE燃料的中子学等效性。研究表明,实际入堆NUE燃料满足燃料的等效性要求,两个NUE燃料通道入堆试验方案从核设计角度是可行的,堆芯安全性不受影响。     

羟基磷灰石与天然磷灰石去除铀的效果和机理研究

通过静态实验分别研究了反应时间、温度、pH值、铀初始质量浓度、磷灰石用量等条件对羟基磷灰石与天然磷灰石去除铀的影响,并根据热力学和动力学原理进行了分析。结合红外光谱、扫描电镜、X衍射等分析结果探讨了羟基磷灰石与天然磷灰石去除铀的机理。羟基磷灰石去除铀的结果表明:铀的去除量随着铀初始浓度的增大而增大;在pH=4~5的铀溶液中,羟基磷灰石用量为0.75g时,去除效果最好,铀的去除率达85%。天然磷灰石去除铀的结果表明:铀的去除率随铀初始浓度的增大而增大;在pH=3、天然磷灰石用量为1.0g时去除效果最好,铀的去除率高达80%。二者的去除反应均在120min时基本达到平衡,反应过程均既符合二级动力学方程又符合Langmuir热力学方程。红外分析结果表明,二者主要是通过磷酸根与UO2+2的络合作用去除铀。X衍射分析结果表明,羟基磷灰石基本符合纯物质的组成与构成,而天然磷灰石主要成分为Ca5H2(PO4)3F、Ca8H2(PO4)6H2O。扫描电镜对比分析显示,羟基磷灰石外观呈球状且开有孔,孔内有一含大量絮状物的空腔,羟基磷灰石在去除铀后表面变得光滑且微孔也被封闭,这是由于吸附了UO2+2使羟基磷灰石表面分子间发生了链接;而天然磷灰石去除铀前后皆呈现棱角分明的矿物外形,说明被吸附天然磷灰石上的UO2+2,形成了矿物晶体。     

氘/氚化铀热解吸的动力学同位素效应

在高真空金属系统上测定了氘/氚化铀在恒容体系和225～400℃范围内热解吸的压力-时间等温线,应用反应速率分析方法计算了各自在不同温度下的速率常数。随着温度的升高,热解吸反应的速率增大,反应的平衡压随之增高。由速率常数计算得到氘/氚化铀热解吸的表观活化能分别为(26.3±0.4)kJ/mol和(27.7±0.6)kJ/mol。活化能数据显示,氘/氚化铀热解吸反应的动力学同位素效应不明显。     

Investigation on Criticality and Infinite Multiplication Factor of High Conversion Light Water Reactor Using Zone-Type FCA-HCLWR Core Fueled with Enriched Uranium

—A series of reactor physics experiments have been carried out at the FCA to examine the availability of the nuclear data and computational method currently employed to evaluate the nuclear characteristics of the High Conversion Light Water Reactor. Experimental results of the effective and infinite multiplication factors k_eff and k_∞ are compared with the calculated ones for three zone-type FCA-HCLWR cores fueled with enriched uranium. The calculated k_eff and k_∞ values with use of the SRAC system and the cross section set based on the JENDL-2 data file show a good agreement with the measured ones. The calculated-to-experimental (C/E) values for k_eff and k_∞ do not depend on the cell parameters such as the fuel enrichment, the moderator voidage state and the moderator-to-fuel volume ratio, and these values are similar with each other There is also no inconsistency between the C/E values for k_eff and k_∞ : The average C/E values are 989 and 0 988 for k_eff and k_∞ respectively     

反应堆管道系统水锤现象不利影响及防治措施研究进展

在核电反应堆及研究型反应堆系统中,水锤是一种较为常见的现象.反应堆循环水供水系统、蒸汽系统及其他辅助系统(如热阱)和水力测功系统等都曾发生过多起水锤现象.水锤现象往往伴随很响的锤击声,轻则引起相邻管道振动,重则导致结构性缺陷,造成管网漏液甚至供给中断,时刻威胁反应堆运行安全.本文调研了国内外水锤现象的研究现状及进展,重...