脉冲反应堆脉冲运行瞬态的子通道分析

为获得脉冲运行瞬态的堆芯温度场变化情况,本文开发了适用于低温、常压工况的脉冲反应堆瞬态热工分析子通道程序PRC-STAC。利用TRIGA MARKⅡ反应堆的瞬态参数对程序进行了验证,验证结果表明,二者符合较好。利用PRC-STAC程序计算了西安脉冲堆燃料元件和堆芯冷却剂的瞬态热工参数,并讨论了脉冲运行对燃料元件的安全影响。     

热管冷却双模式空间堆堆芯瞬态安全特性分析

为研究热管冷却双模式空间堆(HP-BSNR)概念设计的可行性和推进模式下堆芯瞬态安全特性,本文基于堆芯结构和稳态程序计算的初始参数分布,建立了堆芯数学物理模型,并开发了适用于HP-BSNR的瞬态安全分析程序TTHA_HPBSNR,计算了HP-BSNR在推进模式下反应性引入和堆芯失流等不同瞬态事故工况下的安全特性,同时分析了反应堆关键参数对HP-BSNR堆芯瞬态安全特性的影响。结果表明,由于堆芯固有负反馈机制的作用,发生反应性引入事故时,堆芯功率最终达到一新的稳定值,且燃料最高温度并未超出安全限值。而发生失流事故时,反应堆能实现自动停堆,且负反馈系数的大小决定了自动停堆的响应时间。相较于反应性引入事故,失流事故对HP-BSNR的安全运行威胁更大。     

49-2游泳池式反应堆全场断电事故与自然循环能力分析

在全场断电事故下,采用RELAP5/MOD3.3程序对49-2游泳池式反应堆系统热工水力参数瞬态特性进行计算分析,验证反应堆利用自然循环和自身负反应性对事故的缓解能力,并简要讨论了堆芯通道和主泵惰转对事故后果及进程的影响。计算结果表明,在49-2反应堆发生全场断电事故且紧急停堆系统失效后,反应堆可依靠自身的负反应性使反应堆处于停堆状态,并能形成稳定的自然循环,导出堆芯余热,验证了49-2反应堆在全场断电超设计基准事故中是安全的。     

三维瞬态物理分析模型与RELAP5/mod3.2程序的耦合研究

在系统热工水力程序RELAP5/mod3.2的基础上,采用显式方法建立了堆芯三维时空中子动力学与一维热工水力计算的耦合模型,接入基于非线性迭代半解析节块法的三维瞬态物理分析模型(NLSANMT)后,形成了一个具有堆芯三维瞬态物理特性分析能力的系统计算程序NLSANMT/RELAP5(mod3.2).通过核动力反应堆温度反馈系数、堆芯功率分布参数的校算及单束控制棒失控抽出事故的模拟分析,验证了接口的正确性.验证结果表明,与RELAP5/mod3.2相比,所开发的NLSANMT/RELAP5(mod3.2)程序具有更强的堆芯物理瞬态分析能力.     

超临界二氧化碳模块化微型堆瞬态安全分析

超临界二氧化碳反应堆是一种极具潜力的新堆型,目前正处于概念设计阶段。本文以韩国科学技术院（KAIST）设计的超临界二氧化碳模块化微型堆（MMR）为研究对象,对一回路系统主要部件进行建模,并利用FORTRAN语言开发了适用于超临界二氧化碳反应堆的瞬态安全分析程序TRA_SCR。基于该程序,对KAIST MMR进行了稳态计算分析,验证了程序的正确性。同时,对部分无保护失流事故和无保护反应性引入事故进行了瞬态计算,获得了关键热工水力参数的瞬态特性。计算结果表明该反应堆系统具有较强的固有负反馈特性,且在所计算的事故中,包壳、燃料和冷却剂温度均未超出安全限值,表明了系统在上述事故下的安全性。但在上述无保护失流事故中,堆芯冷却剂出口温度接近安全限值,表明在该事故工况下,反应堆出口温度是制约系统安全性能的关键因素。     

超临界二氧化碳模块化微型堆瞬态安全分析

超临界二氧化碳反应堆是一种极具潜力的新堆型,目前正处于概念设计阶段。本文以韩国科学技术院(KAIST)设计的超临界二氧化碳模块化微型堆(MMR)为研究对象,对一回路系统主要部件进行建模,并利用FORTRAN语言开发了适用于超临界二氧化碳反应堆的瞬态安全分析程序TRA_SCR。基于该程序,对KAIST MMR进行了稳态计算分析,验证了程序的正确性。同时,对部分无保护失流事故和无保护反应性引入事故进行了瞬态计算,获得了关键热工水力参数的瞬态特性。计算结果表明该反应堆系统具有较强的固有负反馈特性,且在所计算的事故中,包壳、燃料和冷却剂温度均未超出安全限值,表明了系统在上述事故下的安全性。但在上述无保护失流事故中,堆芯冷却剂出口温度接近安全限值,表明在该事故工况下,反应堆出口温度是制约系统安全性能的关键因素。     

无铍钍基熔盐堆堆芯设计与安全研究

为解决传统熔盐堆在核燃料增殖、安全性等方面的不足,提出了采用氧化铍慢化剂、无铍(BeF2)燃料熔盐的新型钍基熔盐堆(TMSR)堆芯设计。在此基础上,利用多物理计算程序开展了TMSR稳态及瞬态初步安全特性分析。通过对反应堆启动、熔盐泵超速及降速、丧失热阱等典型瞬态的计算,分析了各种工况下堆芯功率与温度的变化情况。结果表明,在各种运行瞬态及事故情况下,新型的TMSR设计具有良好的安全特性。     

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。     

运动条件下铅铋反应堆热工水力特性研究

为研究运动条件下铅铋反应堆热工水力特性,开发了运动条件铅铋反应堆瞬态分析系统程序,并完成了对设计的5 MW自然循环小型模块化铅铋反应堆的建模,分析了运动条件对反应堆自然循环热工水力特性的影响。计算结果表明,倾斜条件下,堆芯流量减小,堆芯出口温度升高,在计算最大倾斜角度下,流量减小20%,冷却剂堆芯出口温度升高20 ℃。起伏条件下,起伏幅度和起伏周期越大,对反应堆影响越大,由于系统阻力影响,流量变化较起伏加速度有小于1 s的延时。摇摆条件下,摇摆角度越大和摇摆周期越小,对反应堆影响越大,燃料包壳峰值温度较稳态值高20 ℃以内,对反应堆正常运行时安全性影响较小。     

板型燃料元件反应堆瞬态热工水力分析程序的开发与验证

针对核动力系统瞬态分析的需求,建立板型燃料反应堆的热工水力数学物理模型,开发了具有自主知识产权的核动力系统瞬态热工水力分析程序SYSTRAN,并采用中国先进研究堆（CARR堆）的设计工况和国际原子能机构（IAEA）基准题的堵流瞬态数据对程序进行了验证。计算结果表明,堆芯流量分配、出口温度等关键参数与验证数据吻合良好,初步证明了本程序适用于板型燃料反应堆系统瞬态热工水力分析。      

加速器驱动洁净能系统中的燃耗行为分析

研究了加速器驱动洁净核能系统（ADS）次临界反应堆内核素的演化。分析结果表明：ADS具有嬗变长寿命核废物的能力。从快堆和热堆的比较可知,ADS的快堆具有输出功率大、长寿命超铀放射性废物的累积水平低、裂变产物对反应堆反应性和能量增益影响小等优点。这些优点在利用U－Pu燃料循环的次临界堆中十分明显。对于利用Th-U燃料循环的次临界堆,热堆和快堆都是可以工作的;而对于U－Pu燃料循环的系统,快堆则是较好的选择。     

Problem of the iodine method of purification of zirconium

A method is proposed for the determination of the equilibrium constantsk and k' for the reactions Zr+2I₂–ZrI₄=0 and 2I–I₂=0, which is based on the measurement of the amount of iodine or zirconium liberated in the decomposition of zirconium tetraiodide on a heated surface in the process of establishing equilibrium. The decomposition of the tetraiodide was carried out at 900–1600C on a tungsten filament. The temperature distribution between filament and vessel walls was neglected.The dependence of the sum of atomic and molecular iodine pressures on zirconium tetraiodide pressure was determined at 1430C, and on temperature for 50 mm Hg. The values of kk'² 35 (mm Hg)³ at 1430C and k0.07 mm Hg at 400C, found from the results, differ substantially from known thermodynamic data, but give good agreement between the authors' formula [1] and experimental results on the iodide process of zirconium purification.