岷江试验堆低浓化后堆内反应性变化分析

岷江试验堆(MJTR)使用低浓燃料后,堆芯装载发生变化。本文根据低浓化后各种堆芯参数的改变,分析计算了135Xe与149Sm这2种反应堆中最重要裂变产物的变化对堆芯反应性产生的影响,并给出额定工况运行与停堆后2种情况下的反应性变化曲线,使反应堆操纵人员了解毒物反应性的变化规律,以便于在实际运行中应对工况变化,保证反应堆正常安全运行。     

微型中子源堆低浓化堆芯的探讨

通过对２３５Ｕ富集度为１９．９％的ＵＯ２和Ｕ３Ｓｉ２－Ａｌ的弥散体２种燃料进行物理计算，从中筛选出了优化的堆芯方案，并对其静态物理参数，诸如有效倍增因子、绝对中子通量密度、上铍反射层反应性价值、反应性温度系数、控制棒价值等进行了计算。     

研究试验堆低浓化及在我国的实践

回顾了研究试验堆低浓化项目的缘起、发展历程、主要工作和进展,并简要介绍了我国在低浓化方面的一些实践。     

轴向行波堆堆芯设计

从中子扩散方程和燃耗方程出发,详细推导了轴向行波堆一维简化计算模型,并针对公式推导中的相关假设从反应堆物理的角度进行解释,从理论上论证了轴向行波堆燃烧概念的可行性。针对轴向行波堆设计难点,即启堆区设计,从启堆区长度选取、启堆区轴向分段、启堆区轴向各段核子密度分布等方面进行了计算分析。结果表明,在合理启堆区设计基础上得到的2 000 MW轴向行波堆堆芯方案能满足全寿期内反应性波动小、重要物理特性参数保持一定形状不变在轴向传播的要求。     

先进船用堆MRX堆芯设计和安全系统

日本已经设计出一种先进船用ＭＲＸ，它能提高安全，并具有结构紧凑，重量轻等特点。ＭＲＸ反应堆为一体化压水堆。采用池式安全壳，内置式控制棒驱动机构和运用自然循环的应急衰变热导出系统。燃料元件的设计基础是先进的压水堆（ＰＷＲ）燃料技术。针对船用堆，堆芯设计满足下列特殊条件：（ａ）在低温情况下，一组具有最大反应性价值的控制棒提出堆芯，不需利用可溶毒物，能够维持反应处于次临界；（ｂ）一组具最大反应性价值的控     

日本研究和试验堆的安全设计及安全分析

核设施的基本安全政策是保护公众和现场工作人员的健康和安全，在正常运行和异常情况下避免不适当的放射性危害．日本研究和试验堆安全管理过程的执行是基于“核源材料，核燃料材料和反应堆管理法”。该法规定了核设施建造、施工，运行和退役许可证申请的基本规程．在日本原子力研究所(JAERI）建造了10座核反应堆和6个临界装置。它们被用于不同的用途，如核物理研究，反应堆工程和核安全研发、燃料和材料辐照试验，中子束实验、放射性同位素生产等．本文详细介绍了日本3号改建研究堆JRR-3的安全评价．     

行波堆堆芯设计初步研究

对工程可行的大型行波堆堆芯概念设计和核燃料优化设计进行分析,并对行波堆的运行、控制进行研究。分析结果表明,行波堆的固有安全特性能够有效地保证其运行安全。优化设计可实现从开始启堆就得到展平的径向中子注量率分布,并随着行波的燃烧自动调整为更为平坦的平衡态分布;行波堆长期燃烧的状态可通过堆芯优化设计先行设定,启堆时与平衡态之间的偏离通过燃烧自动纠正。燃料组件的结构优化,能够显著改善中心通道与边、角通道之间的流量分配,能够在温度反馈的基础上,通过主动调节反应堆冷却剂泵的转速,进而改变冷却剂流量以实现功率控制。但是,仅依靠主泵的流量控制还无法实现对15%额定功率(PN)至100%PN的功率调节。甩负荷工况下需要A组停堆控制棒的参与。     

研究、试验堆低浓铀燃料的发展状况

本文介绍降低研究、试验堆燃料浓缩度工作,即发展高铀密度、低浓缩度燃料的进展状况。UAl_x-Al 和 U_3O_8-Al 弥散型板状燃料的铀密度已分别达到2.3—2.6克铀/厘米~3和3.1—3.6克铀/厘米~3;新发展的 U_3Si-Al 弥散型板状燃料的铀密度已经达到7.0克铀/厘米~3,它很可能是研究、试验堆燃料的后起之秀;UO_2陶瓷板型燃料的当量铀密度为9.1克铀/厘米~3,它既可以用来降低研究、试验堆燃料浓缩度,又适用于高功率密度的小型动力堆。预计到1986年,几乎所有的研究、试验堆将都可改用低浓铀燃料。     

轻水堆核电站堆芯熔化分析

本文阐述了开展轻水堆核电站堆芯熔化事故分析的必要性,介绍了堆芯熔化事故计算程序MARCH,并针对轻水堆核电站三种不同工况利用 MARCH 程序进行了计算,结合计算结果讨论了堆芯熔化事故的物理过程。     

岷江试验堆临界棒位变化分析与研究

针对岷江试验堆(MJTR)2013年6月26日到2017年6月14日之间的数十次临界试验中,反应堆的临界棒位不断升高的现象进行了分析与计算,结果表明,造成这种现象是放射性裂变产物的衰变、温度效应与易裂变核素的减少等多种因素共同作用的结果,该结论对未来MJTR低浓化安全运行具有重要的意义。     

先进堆非能动堆芯应急冷却系统试验研究

对AC600全压堆芯补水箱补水实验装置进行了改造，研究了不同尺寸的冷段破口，不同的堆芯补水箱压力平衡管以及自动卸压系统对非能动堆芯应急冷却系统瞬态特性的影响，简要描述了实验过程及实验结果，为先进堆非能动堆芯应急冷却系统的设计提供了实验依据。     

铅冷行波堆堆芯物理设计及中子学特性分析

行波堆是一种先进的核能系统,可以通过堆内易裂变核素和可转换核素的优化布置,在寿期内能够保持易裂变核素的总量恒定从而维持堆芯有效增殖因子稳定。铅基材料作为冷却剂不仅具有优良的热工性能和化学安全特性,而且具有更低的中子慢化能力和更小的俘获截面,尤其是208Pb,因此采用208Pb冷却的行波堆具有更优的物理性能。本文提出了一种208Pb冷却的行波堆堆芯初步设计方案,并使用Super MC程序对方案进行计算和分析,其有效增殖因子(keff)在寿期内变化较小,稳态时为1.02左右,功率分布曲线随时间沿着轴向移动。其次,基于该堆芯设计方案,研究了不同点火区长度和富集度以及反射层材料对铅冷行波堆堆芯性能的影响。结果表明,点火区长度和富集度对铅冷行波堆稳态有效增殖因子无明显影响,但对功率分布影响较大;反射层材料对堆芯影响较大,208Pb作为反射层时,稳态时堆芯有效增殖因子最大,堆芯物理性能最佳。     

JMTR低浓铀燃料安全分析

JMTR（日本材料试验堆）低浓铀（LEU）硅化物燃料的应用许可证于1992年3颁发,堆芯转换定于1993年进行,为了验证安全设计原则的有效性,对JMTR的LEU堆芯进行了安全分析,也评估了异常工况下的安全准则,结果表明,对于一次冷却管道破损,应急冷却系统和安全保护系统需要改进,其它假设的异常工况证明可以由现有的安全系统安全地处理。     

加纳微堆低浓铀堆芯现场装料与启动

正1描述加纳微堆采用高浓铀作燃料,轻水作慢化剂与冷却剂,金属铍作反射层。并在反射层内布置5个辐照管道用于中子活化分析,其堆芯布置如图1所示。加纳微堆堆芯只有1组燃料组件,燃料组件由燃料元件、上下栅板、固定拉杆、控制棒及其导管组成。燃料元件共10圈同心圆排布,共有350个栅位,各圈燃料元件的栅孔数分别为6、12、19、26、32、39、45、52、58、65。另有4根铝连接杆栅位位于第8圈。各圈燃料元件中心线直径     

岷江试验堆核探测器布置的改进

岷江堆(MJTR)仪表控制系统用的核探测器．因距离堆芯较近．受较强的中子照射和^y辐射而使其使用寿命缩短;另外．随着堆内辐照孔道的孔径扩张、中心位置的变更及辐照样品体积的增大．使探测器处的中子信号受样品进出堆的干扰变大．对反应堆的安全运行造成不利影响。为了解决上述问题,对MJTR核探测器的布置进行了改进：本文介绍了在改进设计中．采取的措施以及设计的原则、方法和结果。改造完成后的各项调试结果表明．重新设计的探测器孔道布置和功能分配合理．完全满足设计要求。     

研究堆使用低浓铀即将实现

【美国《核子周刊》1980年1月10日报道】据美能源部有关人士说,试验堆和研究堆使用低浓铀作燃料的可行性即将实现,作为一项防扩目标,美国是鼓励这一研究的。这些人士说,拥有先进核技术的资本主义国家,如日本、法国和西德愈来愈接受这种思想,并说美国在继续劝说所有提供高浓铀的国家也这样做。从技术上来说,这样做的目的是要证实,     

美国新设计的快堆燃料堆芯

【美国《原子能消息周刊》1982年3月29日第42页报道】美国能源部宣布,为美国克林奇河增殖堆新设计的燃料堆芯已成功地进行了工程模型试验。能源部在3月24日的通告中说,这项工程模型试验有助于促进美国增殖反应堆计划的技术发展。能源部报道,这次试验是在国家爱达荷     

超临界水堆CSR1000堆芯设计优化

利用开发的超临界水堆(SCWR)堆芯稳态性能分析程序SNTA,研究分析中国百万千瓦级SCWR(CSR1000)优化堆芯燃耗性能、反应性控制能力、功率分布、最大燃料包壳温度和最大线功率密度等稳态性能,并给出与组件功率相匹配的第II流程冷却剂流量分配方案。研究表明,采用本文所述燃料组件及堆芯设计优化方法,可以有效延长堆芯燃耗寿期。