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相似文献
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1.
启明星Ⅱ号是针对我国新型先进核能系统基础性研发及工程化设计验证而研制的双堆芯零功率装置。启明星Ⅱ号拥有两个堆芯,水堆堆芯侧重于开展热中子能谱环境下的原理性验证实验研究,铅堆堆芯侧重于重金属冷却的快中子反应堆及加速器驱动的次临界系统(ADS)等先进核能系统的中子物理特性实验研究。启明星Ⅱ号通过一套仪控系统实现了两个堆芯的集成化控制和测量数据采集,每个堆芯均配备了多套非能动安全停堆系统,固有安全性强。在启明星Ⅱ号上获取了多种堆芯的基准性临界实验数据,可为我国轻水堆的技术创新、重金属冷却反应堆工程化设计及新型核能系统的集成研发提供支持。  相似文献   

2.
启明星Ⅱ号是针对我国新型先进核能系统基础性研发及工程化设计验证而研制的双堆芯零功率装置。启明星Ⅱ号拥有两个堆芯,水堆堆芯侧重于开展热中子能谱环境下的原理性验证实验研究,铅堆堆芯侧重于重金属冷却的快中子反应堆及加速器驱动的次临界系统(ADS)等先进核能系统的中子物理特性实验研究。启明星Ⅱ号通过一套仪控系统实现了两个堆芯的集成化控制和测量数据采集,每个堆芯均配备了多套非能动安全停堆系统,固有安全性强。在启明星Ⅱ号上获取了多种堆芯的基准性临界实验数据,可为我国轻水堆的技术创新、重金属冷却反应堆工程化设计及新型核能系统的集成研发提供支持。  相似文献   

3.
文章介绍加速器驱动次临界系统(ADS)中次临界实验装置——启明星1#的设计目的、要求、结构和可开展的工作。启明星1#是由快中子能谱区和热中子能谱区耦合组成的堆芯和由高压倍加器氘-氚反应中子源来驱动的次临界系统。快中子能谱区处在堆芯内部,该区提供快中子谱,还可放大外中子源,以驱动热区;热中子能谱区处在堆芯外部,主要用来能量放大,以维持装置的链式裂变反应。  相似文献   

4.
使用MCNP程序对启明星Ⅱ进行了裂变率分布的详细计算分析。根据理论计算的分布规律,优化了实验测量裂变率分布方案,合理布局了探测器位置。用固体核径迹探测器开展了启明星Ⅱ快中子能谱区裂变率分布的实验测量研究,确定了快中子能谱区的裂变率分布。测量结果显示:快中子能谱区裂变率分布与理论计算结果基本符合。测量结果对ADS次临界反应堆确定堆芯裂变功率提供了数据参考。  相似文献   

5.
“启明星1号”是一个专门用于ADS研究的快热耦合装置。从堆芯向外依次为:快中子能谱区,超热中子能谱区,热中子能谱区。从理论设计上希望分别可嬗变MA、LLFP及输出能量。  相似文献   

6.
启明星1#是由1个快中子能谱区/热中子能谱区耦合组成的堆芯和由外中子源来驱动的次临界系统。快中子能谱区在堆芯内部,热中子能谱区在堆芯外部,快区不仅能够提供快中子能谱,还可放大外中子源用于驱动热区,热中子能谱区主要用来能量放大以维持装置的链式裂变反应。在此装置上开展通量测量实验是为了了解这种新型快热耦合装置跟其它装置相比有何异同,分别用高压倍加器驱动产生的氘氚反应和镅铍外中子源研究整个堆的通量分布,以便于开展核嬗变研究工作。在此装置上进行4种情况下的中子通量密度分布实验:1)空装载时的快区中子通量分布(利用镅铍…  相似文献   

7.
启明星1#是由1个快中子能谱区/热中子能谱区耦合组成的堆芯和由外中子源来驱动的次临界系统。快中子能谱区在堆芯内部,热中子能谱区在堆芯外部,快区不仅能够提供快中子能谱,还可放大外中子源用于驱动热区,热中子能谱区主要用来能量放大以维持装置的链式裂变反应。在此装置上开展通量测量实验是为了了解这种新型快热耦合装置跟其它装置相比有何异同,分别用高压倍加器驱动产生的氘氚反应和镅铍外中子源研究整个堆的通量分布,以便于开展核嬗变研究工作。  相似文献   

8.
作为加速器驱动洁净核能系统(ADS)原理验证装置"启明星"一号的次临界驱动堆,堆芯采用快-热耦合方式组成,由天然金属铀组成快中子能谱区能有效地嬗变锕系元素(MA),低浓铀元件组成热中子能谱区能有效地嬗变裂变产物(FP).使用MCNP程序对次临界实验装置进行设计计算,确保keff在0.90~1.00之间.  相似文献   

9.
启明星1#次临界装置是我国为开展加速器驱动的次临界系统(ADS)研究而建立的国际上第1个具有快-热耦合结构的次临界反应堆实验装置。启明星1#次临界装置在确定的装载下、由不同能量的外中子源作用时,利用MCNP程序分别对装置快中子能谱区、热中子能谱区燃料元件的径向及轴向裂变率分布进行模拟计算,所使用外中子源的中子能量分别为2.5、5、14MeV。计算结果表明:在外中子源源强相同的情况下,源中子能量越高,裂变率越大;在源中子能量相同的情况下,次临界反应堆的轴向裂变率分布为中间高、两端低,径向裂变率分布在快中子能谱区先减小后增大,而热中子能谱区则是先增大后减小,然后,随着接近反射层又逐渐增大。该裂变率分布计算结果为后续实验测量和探测器布置提供了参考。  相似文献   

10.
中国实验快堆中子能谱测量实验研究   总被引:1,自引:1,他引:0  
中子能谱是反应堆的一项重要参数,在快堆中,中子能谱直接决定其增殖与嬗变性能。中国实验快堆是我国第一座钠冷快中子堆,需测量其中子能谱。本文利用活化法在堆芯两个位置进行辐照实验,利用解谱程序处理得到这两个位置的中子能谱。实验结果表明,两个位置的中子能谱与理论计算值基本一致。  相似文献   

11.
"启明星"的次临界驱动堆是加速器驱动洁净核能系统(Accelerator Driven System,ADS)的原理验证装置,采用快-热耦合的堆芯组成方式,由天然金属铀组成快中子能谱区,低浓铀元件组成热中子能谱区.使用MCNP程序的U卡和Fill卡对次临界实验装置进行设计计算,根据keff在0.90~1.00之间的设计要求,确定了热区的燃料栅格.  相似文献   

12.
为验证加速器驱动的次临界系统(ADS)次临界反应堆设计时理论计算所使用的计算程序和核数据,在ADS启明星Ⅱ号零功率装置的铅冷堆芯中采用不锈钢元件作为中子吸收体,利用周期法对不锈钢中子吸收体的反应性价值进行实验研究。实验结果表明:吸收体的反应性价值随元件与中心径间距离的增加而降低,实验测量与理论计算的反应性价值接近,变化趋势相互吻合。经实验验证的理论计算程序和核数据可用于ADS次临界反应堆的设计。  相似文献   

13.
正启明星Ⅱ号ADS零功率实验装置,是以原重水零功率堆为基础建造的具备水堆和铅堆双堆芯的临界实验装置,于2016年12月底完成调试。随后在启明星Ⅱ号水堆和铅堆上分别实现了首次临界,并开展了一系列反应堆中子物理学参数测量实验,如控制棒价值、燃料元件价值、散裂靶价值、中子通量密度分布等,以及一系列次临界反应性监督实验。首先根据二分之一装料原则向堆芯装料,通过布置在石墨反射层内的启动监测装置记录每次  相似文献   

14.
为验证加速器驱动的次临界系统(ADS)次临界反应堆设计时理论计算所使用的计算程序和核数据,在ADS启明星Ⅱ号零功率装置的铅冷堆芯中采用不锈钢元件作为中子吸收体,利用周期法对不锈钢中子吸收体的反应性价值进行实验研究。实验结果表明:吸收体的反应性价值随元件与中心径间距离的增加而降低,实验测量与理论计算的反应性价值接近,变化趋势相互吻合。经实验验证的理论计算程序和核数据可用于ADS次临界反应堆的设计。  相似文献   

15.
启明星Ⅱ号双堆芯零功率实验装置是重金属冷却反应堆工程化设计及新型核能系统集成研发的综合性实验平台,包含水堆和铅堆两个堆芯。基于该装置的特点设计了启明星Ⅱ号双堆芯零功率实验装置仪控系统,对水堆和铅堆两个堆芯的运行实施监测、控制和保护功能。本文介绍了该仪控系统的组成及功能。  相似文献   

16.
韩嵩  杨永伟 《核动力工程》2007,28(3):14-18,55
分析加速器驱动系统(ADS)钠冷金属燃料快堆重金属燃料不同核素对堆芯有效增殖系数(Keff)的影响,给出了燃料成分的确定方法,详细分析次锕系核素(MA)嬗变特性.运用耦合了MCNP4c3与ORJGEN2的三维燃耗程序COUPLE对堆芯进行稳态与燃耗计算.结果分析表明,调节燃料中239Pu的质量比例并使其在燃耗过程中保持稳定是使Keff达到设计值并在燃耗过程中保持稳定的有效手段.散裂中子引起堆芯内区较外区更硬的中子能谱,有利于提高MA的裂变截面与裂变吸收比.全堆MA嬗变支持比为8.3,具有较好的嬗变效果.由于堆芯内区的高通量,堆芯内外区的嬗变率有明显差异,将MA集中布置于内区有利于减少装料量,改善总体嬗变效果.  相似文献   

17.
启明星1#装置快热分界面的中子能谱实验测量与理论计算   总被引:1,自引:1,他引:0  
加速器驱动的快-热包层耦合次临界装置--启明星1#内的中子能谱对于验证系统设计具有重要意义.采用多箔活化法测量了启明星1#装置内快谱区与热谱区分界面上的中子能谱,利用SAND-Ⅱ及MIST程序进行解谱.同时,采用MCNP程序,通过完全真实三维模拟加速器中子源、快-热耦合包层及反射层情况,得到理论计算谱,并作为活化法解谱的初始输入谱.将实验测量结果与理论计算结果进行比较,二者一致,从而验证了理论计算的正确性.  相似文献   

18.
启明星1号装置是我国研究ADS次临界中子学的一个快热耦合系统。本文用离散坐标法的程序TWODANT对启明星1号装置能谱进行分析计算。计算结果表明,启明星1号装置具有比较硬的中子能谱,可用以进行有关ADS的研究。  相似文献   

19.
本文主要利用252Cf外中子源驱动的ADS启明星Ⅱ号次临界装置来验证理论计算的次临界度及不同次临界度下的断束动态特性。简要介绍了利用跳源法在ADS启明星Ⅱ号上测量次临界度的原理、实验装置、测量系统、堆芯布置及实验结果等。实验通过变化堆芯燃料棒的装载来模拟3个次临界状态,即keff分别为0.99、0.98和0.97。实验结果与理论计算结果符合较好,验证了理论计算的正确性。经过实验验证的理论计算程序和核数据,为将来的中国科学院战略性先导科技专项--未来先进核裂变能ADS嬗变系统的次临界反应堆设计提供参考价值。  相似文献   

20.
16N是压水堆核电厂正常运行辐射屏蔽考虑的主要放射性核素之一.本文根据16N核子个数守恒,考虑辐照生成和衰变消耗,推导得到16N比活度计算模型,并通过校核台山核电厂1、2号机组初步安全分析报告中的16N比活度验证了计算模型的正确性.堆芯及下降段的快中子注量率,快中子能谱内的16O(n,p)16N反应微观截面平均值和一回...  相似文献   

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