研究性重水反应堆UO_2堆芯的物理计算

一、前言研究性重水反应堆为提高燃料组件的安全性,决定采用UO_2棒束燃料代替原来的金属铀燃料。棒束燃料,除~(235)U浓度保持不变外,元件的结构、形状都作了改变,因此必须先进行理论计算,为重水堆首次使用UO_2棒束型元件的临界实验提供必要的理论数据。由     

Gd_2O_3-UO_2可燃毒物反应性效应研究

本文介绍了水-水零功率堆均匀栅格中,利用周期法和脉冲中子源法测量Gd_2O_3—UO_2毒物燃料棒反应性效应的几个实验结果。给出了在水铀体积比分别为3.27、2.74和2.14的三种堆芯栅格中,Gd_2O_3浓度分别为0.5W/0、0.8W/0和5.0W/0的Gd_2O_3—UO_2毒物燃料棒沿着堆芯经向方向单棒反应性价值和不同位置的反应性饱和浓度;同时给出了在水铀体积比为3.27的堆芯栅格中,Gd_2O_3—UO_2毒物燃料棒之间的反应性干涉效应以及控制棒对这类可燃毒物反应性效应影响的实验结果。本实验还研究了Gd_2O_3微粒大小及Gd_2O_3微粒表面镀钼保护层对钆可燃毒物反应性价值的影响,并给出了相应的实验结果。     

医院中子照射器反应堆实验研究

医院中子照射器是专用于硼中子俘获治疗的核装置,所用反应堆功率为30 kW,采用~(235)U富集度为12.5%的UO_2为燃料,金属铍反射层,轻水为慢化剂和冷却剂.堆芯产生的热量靠自然循环冷却.在反应堆堆芯相对两侧分别设置了热中子束流和超热中子束流,用于治疗患者.在微堆零功率实验装置上,完成了临界质量、控制棒效率、上铍反射层效率及其它部件反应性的测量,确定了最终燃料元件的装载,为工程物理启动提供实验数据.     

新型无源法核燃料棒~(235)U富集度检测系统研制

介绍了新型无源法核燃料棒~(235)U富集度检测系统的研制,该系统采用4通道多探测器设计,能在核燃料棒匀速通过检测体时有效探测核燃料芯块中~(235)U核素自发衰变产生的γ射线,实时生成~(235)U富集度分布图谱,进而判断各通道核燃料棒质量是否合格并实现好坏料自动分选。该系统经实验验证在单通道检测速度为1 m/min时,能够准确测量核燃料棒~(235)U富集度值并判断棒中是否混有异常芯块。该系统已应用于核燃料元件生产线上。     

元件~(235)U丰度检查中子体年龄校正的研究

利用γ射线无源法检查核电站燃料元件的~(235)U同位素丰度是一个非常有效的方法。但是该方法存在一个缺点,即必须在UO_2芯块铀同位素子体达到平衡后才能检查丰度,使这种方法的应用受到很大限制。为此,研究出一种方法,采用双峰、双窗技术校正元件棒的~(235)U同位素丰度检查中放射性衰变的干扰,取得了满意的结果,使无源法更臻完善。该法在     

252Cf中子活化核燃料棒235U富集度均匀性检测装置

采用^252Cf中子活化方法研制燃料棒^235U富集度均匀性检测设备，用慢化后的^252Cf中子照射燃料棒，使燃料棒UO2芯块中的^235U发生裂变，通过测量其裂变产物的γ射线总强度对燃料棒^235U富集度及其均匀性进行在线检测。采用1．2mg的^252Cf中子源，能检测出燃料棒中^235U富集度相对偏差土10％的单个混料芯块，单根燃料棒的检测速度可达7m/min，检测结果的置信概率为97．74％。     

西德研究出一种烧结氧化物燃料的新方法

【西德《原子核能》1982年第2期第136页报道】西德电站联盟在1981年11月26日发表了一项制造 UO_2燃料的专利(DE2939415)。这项专利是制造高密度氧化物燃料,燃料由 UO_2和添加物—稀土元素的氧化物,如氧化钆组成。方法是先将燃料粉末和稀土元素的氧化物粉末混合后压制成燃料块,然后进行烧结,这种方法制成的燃料块特别适合制作轻水堆的燃料元件。Gd_2O_3在     

Mo在Al_2O_3上的吸附、解吸性能及其与U、Sr、Cs、I等杂质元素的分离

目前国际~(99)Mo面临供应危机,急需新技术和新反应堆。医用同位素生产堆是以~(235)UO_2(NO_3)_2溶液为燃料的专用反应堆,生产成本低、三废少、经济效益高。本工作利用Al_2O_3为分离材料,从模拟的医用同位素生产堆(MIPR)燃料溶液中分离和纯化Mo。结果表明,经两次分离,Mo的总回收率大于60%,U、Sr、Cs、I等杂质可以被除去,采用Al_2O_3从MIPR燃料溶液中提取~(99)Mo工艺可行。     

熔盐冷却空间堆的初步中子学设计

空间核反应堆(Space Nuclear Reactor,SNR)电源在深空探索中具有重要优势而受到国内外的广泛关注。与传统液态金属、气体和热管冷却方式不同,熔盐冷却剂可溶解裂变材料并具有良好的传热性质,因此可作为SNR方案中的冷却剂。基于国内外SNR设计方案,利用SERPENT蒙特卡罗程序和ENDF/B-Ⅶ.1数据库进行了基于熔盐冷却的空间堆方案的初步中子学设计,研究了不同燃料、包壳材料以及棒间距对燃料棒k_(inf)的影响,以及不同熔盐冷却剂组成、反射层材料对SNR堆芯k_(eff)的影响,最终给出一种基于氟化盐~7LiF-BeF_2-UF_4(66.4-32.7-0.9 mol%)冷却UC燃料(质量分数为80%的~(235)U)的SNR初步堆芯方案。结果表明:燃料棒k_(inf)与燃料棒材料密切相关,且随燃料中235U富集度的增大、棒间距的减小而增大,不同的熔盐冷却剂、反射层材料对堆芯k_(eff)有较大影响,但冷却剂中UF_4的~(235)U富集度对堆芯k_(eff)不敏感。     

不同Gd_2O_3含量的UO_2芯块工艺研究

本文研究了混料条件对 UO_2-Cd_2O_3弥散均匀性的影响;在 UO_2中加入0—10Wt% Gd_2O_3对UO_2芯块的生坯密度、烧结密度、晶粒尺寸及组织结构的影响,为生产各种不同 Gd_2O_3含量的可燃毒物燃料芯块提供了较系统的工艺参数。     

HWRR—3功率起伏分析

一、前言HWRR-3堆芯装载着72束3%浓缩度的UO_2燃料组件。每束组件内有12根圆形排列的燃料元件棒。活性区中央有一个大的水腔,等效直径31.15cm,内装有五根实验管道。     

添加剂对UO2烧结动力学的影响

本文求出了含 Nb_2O_5、Cr_2O_3和 Gd_2O_3的三种掺杂 UO_2芯块的晶粒生长方程和晶界移动激活能。激活能大小相应为1.88×10~5,2.01×10~5和2.59×10~5J/mol.讨论了添加剂对 UO_2燃料芯块烧结动力学以及晶粒长大动力学的影响。     

基于小型中子发生器研究堆燃料组件~(235)U富集度的测量方法研究

燃料组件中235U富集度测量方法普遍采用中子活化法和质谱法。由于中子活化法测量设备庞大和质谱法破坏样品的缺点,无法作为快速、便携测量燃料组件235U富集度的有效手段,不适于作为燃料组件管理和运输过程中铀同位素富集度的测量验证手段。为此,研发一种以小型中子发生器(14 MeV中子源)为激发源的快速、便携测量燃料组件235U富集度方法。依据特定裂变核素平均产额之比与235U富集度的近似线性相关性,成功地测量了235U富集度范围为10%~90%铀样品。     

一种提高~(60)Co放射源辐照活度的新型燃料组件研究

放射源在核技术应用中有着至关重要的地位,是整个产业链的最上端环节。钴源是核技术应用中常用的放射源和辐照源。目前我国在秦山有两座CANDU-6型重水反应堆生产~(60)Co,尚不能满足我国需求,放射源大量依赖国外进口。若能利用目前广泛运行的压水堆制备钴源,并提高~(60)Co的辐照活度,在不影响发电需求和燃料利用效率、确保堆芯安全的前提下,具有很好的前景。本文使用带燃耗功能的蒙特卡罗程序Serpent计算了新型组件在不同排列方式下~(60)Co的生产效率。计算了富集度分别为4.45%和3.1%的燃料组件,选取对称的4个控制棒导向管位置布置59Co元件棒,并改变其周围4根以及8根燃料棒的富集度或材料,比较其~(60)Co的生产效率。计算结果表明低富集度组件的生产效率明显要高于高富集度组件,而且当~(60)Co元件棒周围的燃料棒替换为水棒时,生产效率还会有进一步显著提升。当组件燃耗达到50 MWd/kg U时,~(60)Co的放射性比活度能达到182 Ci/g,能满足大多数情况下的要求,有利于提高中子利用效率。     

γ能谱法在快堆新燃料235U富集度核实测量中的应用

对快堆新燃料组件铀富集度进行了非破坏性核实测量,γ能谱法是测量铀富集度首选方法之一,快堆新燃料235U富集度真实值为64.4％【1】,235U富集度越高测量分析需要时间相对越长,本次核实测量工作量大,环境本底高,精确测量十分困难,对系统硬件的要求很高,能谱解析和数据处理过程更复杂。本次对多根燃料单棒实施了γ能谱法测量,利用专业的软件分析得到235U富集度与真实值绝大部分偏差在3%以内。     

改进的源倍增方法测量控制棒价值

该文给出了改进的源倍增方法测量控制棒价值的原理,在高富集度235 U燃料元件转换为低富集度235 U的微型中子源零功率反应堆上进行研究,实验测量微型中子源零功率反应堆中心控制棒的价值,与周期方法相比在2%内符合,但减少了测量时间。该方法为今后加速器驱动次临界系统ADS的次临界在线监督提供一种可能的方法。     

含钆堆芯平衡循环优化技术研究

通过对平衡循环燃料管理技术进行分析,确定对钆棒采用两端装UO₂芯块的轴向分区设计并提高UO₂-Gd₂O₃芯块中235U富集度的优化方法。根据钆棒两端不同长度UO₂芯块对堆芯轴向功率分布的影响初步确定了钆棒两端UO₂芯块的长度,根据UO₂-Gd₂O₃芯块中235U富集度对燃料经济性和制造的影响初步确定了UO₂-Gd₂O₃芯块中的235U富集度。分析了钆棒轴向分区和提高UO₂-Gd₂O₃芯块中235U富集度各自及综合相对于比较基准方案对堆芯功率分布的影响,优化方案相对于比较基准方案在Ⅰ和Ⅱ类反应性事故工况下对安全性的影响,并对优化方案中的UO₂-Gd₂O₃芯块进行了安全验证。研究结果表明,通过在钆棒两...     

岭澳核电站混合堆芯落棒事故分析

岭澳核电站从第二循环开始采用新的AFA-3G燃料组件,并从第三循环开始提高燃料235U的富集度。因此,大亚湾核电运营管理有限责任公司于2001年开始进行岭澳混合堆芯项目的论证。本文用SCIENCE、ESPADON、CINEMA、CANTAL、FLICA等分析工具对混合堆芯提高燃料富集度的落棒事故进行了分析。分析结果表明,在落棒事故条件下的最小DNBR值满足设计限值。     

核电站燃料元件~(235)U丰度无损检查仪

介绍了燃料元件UO_2芯块中~(235)U丰度混料的无损检查仪(以下简称丰度仪)的研制和使 用情况。该丰度仪采用无源γ射线测量技术,使用带孔碘化钠晶体和四通道多路分析器,提高了检测效率,用平均值比较法处理数据降低了误检率。仪器结构简单,操作方便,为我国燃料元件生产提供了一种新的检测手段,已成功地用于秦山电站燃料元件生产检验。     

使用离散钍铀燃料组件的CANDU6堆物理特性初步研究

为研究钍铀燃料在CANDU6堆中的应用,采用DRAGON/DONJON程序,对使用离散型钍铀燃料37棒束组件的CANDU6堆进行时均堆芯分析。结果表明,组件采用235U富集度为2.5%的铀棒以及第1、2、3圈布置钍棒的37棒束组件,堆芯在8棒束换料、3个燃耗分区的方案下,组件的冷却剂空泡反应性较使用天然铀的37棒束组件（NU-37组件）与采用混合钍铀元件棒的37棒束组件更负;堆芯最大时均通道/棒束功率满足小于6700?kW/860?kW的限值;燃料转化能力比采用NU-37组件时更高;卸料燃耗可到达13400?MW·d/t(U)。研究表明,所设计的离散型钍铀燃料37棒束组件可用于现有CANDU6堆芯,且无需对堆芯结构及控制机构作重大改造;燃料组件和堆芯设计方案可为钍铀燃料在CANDU6堆芯的应用提供参考。