压水堆慢化剂反应性温度系数的理论研究和数值模拟

本文通过噪声分析对压水堆慢性化剂反应性温度系数从理论和数值模拟上进行研究,并且作了评价。     

在低温含氢慢化剂中中子温度的测量

当测量值与分析结果有直接联系时，中子计算结果的基准是最成功的。在热中子能区，作为慢化剂温度的函数的中子注量率和在慢化剂内的位置可能存在着潜在关系。实验测量是利用天然镥（Ｌｕ）的活化进行的。镥元素有两种同位素，它们的截面差别很大；在不同反应堆的条件下，可以利用通量状态和能量分布进行鉴别。＾１７５Ｌｕ在热能区具有１／Ｖ律；＾１７６Ｌｕ在热能区具有近似于常数截面的共振结构。这两种同位素的饱和活性测量是在     

慢化剂温度系数为正时硼浓度限值研究

负慢化剂温度系数是压水堆自稳自调特性的基础,也是压水堆设计和运行的安全要求。在一定的技术规范的框架内,启动阶段的低功率状态下,存在一定的正慢化剂温度系数对运行调控是不利的。因而必须根据零功率试验结果提出保证慢化剂温度系数为负的最高硼浓度限值,以临时运行指令的形式要求运行人员满足这一限值条件。本文通过对慢化剂温度系数与硼浓度关系的研究,提出慢硼系数这一概念,并研究了慢硼系数与功率、燃耗、硼浓度的关系,进而得到了慢硼系数修正公式。最后给出了保证慢化剂温度系数为负的最高硼浓度限值的计算公式及速算公式,并验证了速算公式的保守性和适用性。     

中子能谱对瞬发中子衰减测量的影响

为了考察泄漏中子能谱及中子飞行时间对瞬发中子衰减曲线测量结果的影响,运用MCNP-4C程序计算了一个聚乙烯反射金属钚系统的瞬发中子在系统内、外不同距离的衰减曲线.计算结果表明,由于泄漏中子的能量不同,其飞行时间不同,因此,测量的衰减曲线相对堆内的瞬发中子衰减曲线的衰减速度变慢,且随着飞行距离的增加,变慢的程度增大.如果不同能量的泄漏中子的飞行时间差与核系统瞬发中子衰减时间接近,则泄漏中子衰减曲线的衰减指数不能用来表征核系统的瞬发中子衰减常数.     

TOPAZ-Ⅱ反应堆慢化剂正温度效应研究

TOPAZ-Ⅱ空间核反应堆电源采用热离子静态热电转换方式,系统输出电功率为5 kW,寿命可达3 a,是当前可迅速工程化的最先进的空间核电源系统之一。然而TOPAZ-Ⅱ反应堆的慢化剂温度系数是一个较大的正值,并导致了全堆的温度系数也是正值,这对反应性控制系统的可靠性提出了很高要求,因而有必要对其产生的机理进行详细的研究。采用MCNP程序构建了TOPAZ-Ⅱ反应堆堆芯三维精确几何模型,从中子能谱的变化、中子平衡关系的变化以及中子循环因子的变化3个方面详细分析了TOPAZ-Ⅱ反应堆慢化剂正温度效应产生的原因。通过设计验证算例验证了分析的正确性,并找到了可减小慢化剂正温度效应的方法,为未来热离子反应堆的优化设计提供了一个指导方向。     

压水堆冷却剂下降段温度对中子探测的影响分析和修正研究

为研究压水堆功率运行条件下压力容器冷却剂下降段的水介质层温度变化对堆外中子注量率测量结果准确性的影响,分析了下降段水介质厚度和温度与泄漏热中子注量率的关系。结果表明,下降段水介质厚度或温度变化大于一定值时,反应堆堆外测量得到的中子注量率需要修正。结合堆物理和热工理论,进一步提出了一套工程可参考的修正方法。     

TOPAZ-Ⅱ反应堆慢化剂温度效应分析

TOPAZ-Ⅱ反应堆是以高富集度铀为燃料,以氢化锆为慢化剂的空间发电用反应堆。与一般采用氢化锆作为慢化剂的反应堆不同,TOPAZ-Ⅱ反应堆呈现正的慢化剂温度效应,且其值较大。本工作采用MCNP程序对TOPAZ-Ⅱ反应堆的慢化剂温度效应进行计算,通过分析氢化锆升温前后主要区域中子能谱和中子产生率、中子吸收率及泄漏率的变化,得出产生正慢化剂温度效应的原因：氢化锆升温后,中子产生率增加较大,而泄漏率增加较小,且吸收率减少,从而产生正的慢化剂温度效应。     

燃耗对船用压水堆温度系数的影响效应分析

根据船用压水堆临界棒位、固体可燃毒物以及核燃料物理性能随燃耗的变化规律,分析了这些参数变化对反应堆温度系数的影响,得出船用压水堆温度系数随燃耗的变化规律,即在整个燃耗寿期内,船用压水堆具有负的温度系数,但随燃耗的加深温度系数的绝对值将逐渐减小.     

不同固体慢化剂对“花”型快谱超临界水冷堆中子学性能的影响分析

不同于一般采用氢化锆作固体慢化剂的反应堆,快谱超临界水冷堆工作在严酷的高温高压条件下,高氢平衡压以及停开堆造成的热冲击都会导致氢化锆中氢的大量损失,事故工况下甚至会引发氢的无控释放。本文通过分析对比多种材料的有效增殖系数、转换比、慢化剂温度反应性、燃料Doppler反应性、空泡反应性等参数的变化,发现氧化铍、碳化硅是中子学综合性能相对较好的"花"型快谱超临界水冷堆固体慢化剂材料,并且对燃料Doppler反应性系数影响不大。     

研究堆冷中子源冷包的强度分析

利用ANSYS软件包对某研究堆冷中子源（CNS）的冷包在内外压共同作用下的强度进行分析。分析结果表明，冷包的原设计不甚合理，冷包的局部应力超过了设计应力。变更原结构的几何尺寸后进行了进一步计算分析，并提出了相应的补强方案。改进后冷包的计算结果表明，补强后的结构很好地满足设计要求。研究结果为冷包的实际工程设计提供了依据。     

模拟计算压水堆工作场所模拟中子参考辐射场

以加速器D(d,n)3He反应产生的5 MeV中子为初始源项,利用MCNP4C程序模拟计算了中子经贫铀、铁层、水层和聚乙烯散射慢化体后产生的中子能谱,分析了各种材料几何变化对中子能谱的影响,并与目标谱进行了对比。本文为建立具有压水堆工作场所特征的中子参考辐射场提供了参考数据,该辐射场可以广泛的应用于中子剂量仪表的校准。     

微型中子源反应堆中子谱参数测量

以Au、Zr和Fe为活化探测器,采用裸探测器法测量中国原子能科学研究院微型中子源反应堆的中子谱参数f、α、f_F和φ_th。内辐照座的α、f和f_F分别为－0.007±0.003、20.8±0.4、5.5±0.2。该方法对φ_th的测量结果与4πβ-γ符合法的一致,相对偏差小于2%。与SLOWPOKE相比,微堆有较高的α、f_F值。与已有测量数据的比较表明,微堆中子谱在很长一个时期内是稳定的,利用微堆作为中子源的k₀法中子活化分析不需中子注量率监测器,且比较器一经照射和测量后,可用于其后较长时间内所有分析的计算标准。     

压水堆工作场所模拟中子参考辐射场的建立

利用串列加速器T(d,n)⁴He反应产生的14.8 MeV中子,以及适当的中子慢化散射装置建立了目前国内唯一的压水堆典型工作场所模拟中子参考辐射场。对不同中子慢化散射材料组合下的中子能谱及中子周围剂量当量进行了测量,并校准了2台典型结构的中子周围剂量当量率仪。将模拟中子参考辐射场下的校准因子和放射性核素中子源参考辐射场下的校准因子进行比较,发现放射性核素中子源参考辐射场下的校准因子明显偏高,且仪表类型不同,偏高的程度也有所区别,这主要是由于不同类型仪表的能量响应不同。相比之下,模拟中子参考辐射场更适合用于反应堆工作场所的中子剂量仪表的校准。     

Establishment of Simulated Neutron Reference Radiation Field for Workplaces of Pressurized Water Reactor

A simulated neutron reference field for typical workplaces of the pressurized water reactor was established with 14.8 MeV neutrons from T(d,n)⁴He reaction and a neutron moderating and scattering assembly. The neutron energy spectrum and ambient dose equivalent were measured with the assembly in different material combinations. Two typical neutron ambient dose rate meters were calibrated in this field. Calibration factors were compared with the results from the radionuclide neutron reference field. The results show that the calibration factors from the radionuclide neutron reference field are larger than the simulated neutron reference field, and different for two types of meters due to their energy responses. By contrast, the simulated neutron reference field is more appropriate to calibrate neutron dose meters which are used in reactor workplaces.     

中国先进研究堆冷中子源单相冷包方案可行性分

在现有的冷源设计中,两相氢循环因其换热能力强而被广泛采用,但它最大的缺点是存在含气率影响慢化的稳定性。能否采用单相循环代替两相循环实现高热流密度的热量输出,是待研究的重点。为兼顾循环流量等宏观特性和流场、温度场分布等细节参数的分析,提出了一种基于迭代的耦合算法,将一维理论公式与三维数值仿真模型相结合,用于分析中国先进研究堆单相冷包方案的可行性。研究发现,单相循环只能带走约30%的核发热,但由于冷包增加了氦冷却套,其余热量全部通过氦气对冷包壁面的直接冷却带走。温度场的分析显示液氢和壁面的最高温度分别为21.7和23.7 K。这说明冷包得到了充分冷却,单相循环及单相冷包结构可满足工程需要。     

中国实验快堆中子能谱测量实验研究

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。     

飞行时间法测量脉冲堆热柱孔道热中子能谱

文章介绍飞行时间法测量中子能谱的基本原理，给出脉冲堆热柱孔道飞行时间谱测量实验的系统设计及时间谱测量结果，利用自行研制的解谱程序求解飞行时间法测量的热柱孔道热中子能谱分布。结果表明，测量能谱较ThermalMaxwellian理论谱偏软，谱峰对应的中子能量为(24.8±7.2)meV。     

启明星1号装置中子通量能谱与中子平均能量计算

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。