高功率研究堆低浓化物理特性研究

应用ＦＧ２ＤＢ两维两群扩散燃耗程序和带６９群中子截面库的ＣＥＬＬ栅元少群参数程序，对高功率研究堆低浓化堆芯进行了物理计算。ＬＥＵ燃料元件的铀密度为３．６－７．２ｇ／ｃｍ３，包壳厚度为０．３８－０．５６ｍｍ。结果表明：改变燃料芯体铀密度或厚度在物理上相当；各堆芯方案的控制棒价值等运行安全有关参数都可以接受。部分计算结果被拟合成线性或二次关系式以便于应用。给出了各堆芯的最小临界值、剩余反应性、运行寿期、快热中子通量和积分通量等物理参数。分析这些参数后指出：当Ｕ－２３５含量提高２０％或更多时，ＬＥＵ堆芯与ＨＥＵ堆芯的主要物理性能相近，这时快中子通量几乎不受影响，热中子通量的下降率近似正比于元件Ｕ－２３５含量增加率。但由于ＬＥＵ堆芯运行寿期的延长，对一般同位素生产与燃料元件辐照考验不会有明显影响。     

一些国家和地区的研究堆将采用低浓铀

【英国《国际核工程》1989年6月第72页报道】目前在34个国家的118座研究堆中,正在使用美国和其它西方国家提供的高浓铀。其中36座在美国,82座在其它国家。这些高浓铀的浓缩度不低于20％,成了安全保障所关心的问题。在50年代,美国根据艾森豪威尔政府关于和平原子计划,开始出口研究堆燃料,但     

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。     

波兰研究堆完成燃料低浓化改造 并将高浓铀燃料返还俄罗斯

【本刊2012年11月综合报道】美国国家核军工管理局（NNSA）于2012年9月25日宣布,在美国、俄罗斯和波兰政府的帮助下,波兰国家核研究中心（NCBJ）已成功完成波兰唯一一座运行中研究堆即玛丽亚（Maria）研究堆的燃料低浓化改造工作,这座原本使用高浓铀燃料的研究堆目前已转为使用低浓铀燃料。此外,近期还将近90千克高浓铀燃料从玛丽亚研究堆返还其原产国俄罗斯。     

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。     

低浓化微堆拓展应用可行性研究

对现有微型中子源反应堆（微堆）采用低浓铀燃料并对引出热中子束装置进行了物理可行性研究，给出堆芯核特性参数，并对不同中子束装置的结构方案进行了分析，为微堆燃料元件低浓化并拓宽应用提供了有益的结果。     

NRU堆燃料从高浓铀到低浓铀的转换

本文回顾了加拿大乔克河核实验室开发和试验低浓缩铀燃料的计划,讨论了ＮＵＲ反应堆从高浓铀燃料向低浓铀燃料的转化状况。     

美将帮助俄研制用于研究堆的低浓铀

[美国《核燃料》1993年12月6日刊第7页报道] 美国和俄罗斯官员上月说,美国降低研究和试验堆燃料浓度(RERTR)计划已经同莫斯科动力工程研究和发展研究所(RDIPE),以及其它一些组织达成一项合作协议,为多达50座前苏联设计的研究堆,设计和制造铀-235丰度为19.7％的燃料。     

中毒法测量微堆堆芯热中子绝对通量密度

微型中子源反应堆的反应性和中子通量密度有一定的关系。文章提出了用氙中毒法测量微堆堆芯热中子绝对通量密度对原理和测量条件进行了讨论该方法新颖，比活化法简单，不需要外加设备，满足工程对精度的要求。     

碘的微堆超热中子活化法测定

对碘的超热中子活化分析法进行了研究，利用该方法在微堆上测定了血液１食品及土壤中的碘含量，计算了该方法对全血及血清中碘的探测下限。     

微型反应堆裂变率分布实验研究

利用固体径迹探测器测量处于微型反应堆不同益的燃料元件内单位体积的裂变率，得到了堆的裂变经分布和总裂变率，并与其它参数相结合求得了反应堆功率。同时，测量了对应功率下反应堆内辐照座的热中子通量密度得到单位功率的热中子能量密度，即额定中子能量密度下的运行功率。文章给出的测量方法，避免了金箔法测量反应堆功率所引入的近似假设。     

原型微堆辐照座物理特性参数模拟测定

文章给出了原型微堆辐照座同的某些物理特性参数；相对中子通量密度分布，绝对中子通量密度，能谱能数（镉比、超热指标和中子温度），某些样品在辐照座内对反应性的影响以及各辐照座之间的相互关系，实验研究在原型微堆的零功率实验装置上完成。     

模拟裂变中子源能谱测量

一、引言在研究链式反应系统的各种性质时,常常用到具有类似裂变中子能谱的中子源。模拟裂变中子源主要由~(210)Po的α粒子轰击F,Be,Li,B等轻元素产生中子,随着靶元素成份以及结构的差异,中子能谱也不完全相同。应本院同位素处的要求,我们测量了一模拟裂变中子源的能谱,其源强约10~4n/s,靶成份为天然Li 24.16%,F66.14%,B 9.4%,     

微型反应堆照射座内热中子通量谱的测定

一、基本原理用一组展开函数?_i(E)来表示所测的真实谱φ(E),典型的展开函数是一组N—1项的多项式,N是探测箔种类数。     

70MeV质子加速器产生的白光中子源强度和能谱的计算

用７０ＭｅＶ质子束轰击厚靶可产生白光中子源。选用金属钨作厚靶材料，应用适用于几十ＭｅＶ能区的核反应模型程序计算了中子能谱和角分布。结果表明：７０ｍｅＶ质子束在钨厚靶中终止前有４．６％的质子发生了反应，２００μＡ的７０ＭｅＶ质子束流产生的中子总强度为１．０１×１０１４Ｓ－１，中子平均能量为４．２ＭｅＶ，１０ＭｅＶ以上的中子强度为１．１５×１０１３Ｓ－１，高能中子主要在朝前的小角度区发射。     

低温供热堆断电事故（ATWS）分析

文章利用RETRAN-02对清华大学在建5MW低温核供热实验堆断电事故(ATWS)进行了分析,比较了两种注硼模型,给出了事故过程描述、计算方案及计算结果。     

高温气冷堆球床模拟研究

本文描述了漏斗形高温气冷球床堆的模拟计算方法及数据转换情况,克服了原来VSOP程序系统只能将漏斗形堆芯等效成一个圆柱体的局限性,新的程序系统CHTRP可依照实验测得的球流速度曲线剖分几何网格层,对于不同尺寸的反应堆锥体都可进行模拟计算,并作了实例计算,取得了令人满意的结果,为高温堆物理设计和分析提供了有力的工具。