γ射线在水中绕圆柱形屏蔽体的散射

用外包“过滤片”的CTC-6型薄壁β计数管,测量了各向同性Co~(6O)点源的γ射线在水中绕圆柱形屏蔽体散射到屏蔽体后的轴向剂量分布.结果表明:分布有峯值存在,当源的位置改变时,峯的位置也有小的移动.实验结果与两种理论计算进行了比较:(1)二次散射近似法的计算值与实验值的总趋势是一致的,但普遍低于实验值;(2)蒙特-卡罗-统计估计法的计算值与实验值基本上是符合的.实验与两种理论计算比较的结果都表明了,对探测点的剂量页献最大的是沿屏蔽体边缘、路径同圆柱形屏蔽体轴心线在同一平面上且与轴心线平行散射的光子.     

秦山核电二期工程1#反应堆堆内构件流致振动现场实测

秦山核电二期工程反应堆堆内构件是以大亚湾核电站为有效原型堆的非原型Ⅱ类,有必要在热态功能试验(HFT)期间进行堆内构件流致振动的有限实测,中国核动力院在国内首次完成了现场实测,获得了实堆吊篮和导向筒结构在冷却剂流动冲刷下的加速度和应变响应,并将实测结果与理论计算值、15模型试验结果进行了比较.结果表明,实测结果与理论计算值、15模型试验结果符合得较好.     

西安脉冲堆燃料元件燃耗无损实验测量

介绍了西安脉冲堆燃料元件燃耗测试理论、所用设备及实验方法,重点阐述了燃耗测量中用到的中子/γ自吸收校正、127 Cs活度校正、探测效率标定等关键技术.对堆芯内两根具有代表性的燃料棒D5、G14开展了燃耗测量,并工理论计算结果进行了比较.结果表明:燃耗测量结果与理论估算值在不确定度范围内一致,该燃耗测试分析系统是可靠、适用的.     

秦山核电二期工程反应堆堆内构件流致振动试验

对秦山核电二期工程反应堆堆内构件在热态功能试验期间的流致振动进行了测量,将测量数据与理论预计的振动值进行比较.结果表明二者符合较好.由此确定了堆内构件在正常工况下的振动强度,并为堆内构件流致振动综合评价提供了依据.本文介绍了该试验的的方法与结果分析,实测结果和理论分析的验证表明,秦山核电二期工程反应堆堆内构件流致振动性能完全满足安全要求.     

反应堆堆外中子剂量测量技术试验验证

堆外中子剂量测量技术在反应堆压力容器辐照监督中有广泛的应用。本文介绍了在国内某试验堆上进行的堆外中子剂量测量技术验证试验及其结果。比较了堆外中子剂量测量所用探测片活度的理论计算值、实测值及解谱计算结果,同时分析对比了试验中各辐照位置处中子能谱的理论计算值及解谱结果。结果表明,基于测量值的解谱结果与理论计算结果符合良好。堆外中子剂量测量技术可以有效完成中子能谱测量。     

宁德核电站一号机组首循环启动物理试验结果分析

宁德核电站一号机组作为世界首例首循环采用钆作为可燃毒物的大型商用压水堆,堆芯首次启动物理试验是检验堆芯设计的重要依据。本文叙述了宁德核电站一号机组反应堆首次启动物理试验理论分析模型、程序和计算结果与测量值的比较。结果表明,理论预计值与实测结果符合良好,偏差均满足验收准则。     

海洋条件下核动力装置自然循环流动特性的无量纲分析

利用无量纲分析法推导出海洋条件下核动力装置的自然循环流量表达式,导出了稳态自然循环流量方程,结果与实验值吻合.以自然循环流量的波动不引起功率调节系统动作为限制条件,采用无量纲分析法推导出此条件下摇摆振幅与摇摆周期的关系式;两者呈二次函数关系,理论计算结果与大型分析程序的计算结果吻合.功率调节系统动作与否取决于最大摇摆角加速度的大小,而与最大摇摆角速度无关.     

燃料组件少群参数计算程序AFGPB及其基准验证

介绍了自行开发的反应堆燃料组件少群参数计算程序AFGPB的理论方法和模型,并利用IAEA板元件组件基准问题对其进行了验证分析,同时给出了TPFAP和CPM程序对美国CE公司燃料组件功率分布的校算结果.结果表明,AFGPB的计算值与国际上其他机构的结果符合良好.     

秦山核电厂堆物理设计中的计算程序及其校验概况

描述了秦山核电厂堆物理设计中应用的计算程序及其计算结果与实测值的比较。结果表明,理论计算值与实验测量值符合良好。最后说明了这些计算程序的某些特点。     

西安脉冲堆计算值和实测结果分析

介绍了西安脉冲堆堆芯布置、计算模型和程序以及计算值与实验测量结果分析。西安脉冲堆在满功率（2MW）下连续运行了72小时，证明西安脉冲堆整个系统和设备是良好的、安全可靠的。根据西安脉冲堆计算值与测量值的比较，证明计算程序可靠，具有较高精度。西安脉冲堆理论计算值与实验测量值符合较好，完全满足工程设计要求，实验测量结果达到了设计指标的要求。     

两相自然循环流动不稳定性脉动周期的实验和理论研究

通过实验研究两相自然循环流动不稳定性脉动周期,建立理论模型,用理论分析法得到脉动周期的理论公式。用该公式计算的结果与实验值符合得很好。     

两相自然循环流动下不稳定性脉动周期的实验和理论研究

通过实验研究两相自然循环流动下稳定性脉动周期，建立理论模型，用理论分析法得到脉动周期的理论公式。用该公式计算的结果与实验值符合得很好。     

14MeV中子穿过组合材料后反射中子效应的实验测量

为了校核碳核对反射中子效应的理论计算结果,用俘获探测器测定了14MeV中子穿过三种不同形式的组合材料后的反射中子效应。实验测量结果误差小于10％。实验结果与理论(蒙特卡罗方法)计算值在实验误差范围内相符合。     

γ能谱技术鉴定放射性核素的应用研究

鉴别测量未知放射性核素在核保障中是十分必要的.论文介绍了用γ能谱法鉴别测量放射性核素的基本原理,探讨了定量测量的主要影响因素,鉴定分析了铝块样品中未知放射性核紊种类及其量.经一定时间间隔后,再次测量该样品的结果与理论推算值一致,验证了方法是可靠的.     

高温颗粒落入水中瞬态过程的数值模拟

以液膜质量、动量和能量守恒方程为基础提出了一个高温颗粒在冷却剂中运动的瞬态理论模型.由于高温颗粒在冷却剂中运动的瞬态复杂性,利用适合于求解大条件数的Gear算法对该模型进行了数值模拟.求解过程中采用自适应技术处理高温颗粒在冷却剂中运动时周围蒸汽膜不断变动的动边界问题,得到高温颗粒下落速度的理论计算值,并与实验值进行比较,得到了蒸汽膜的温度、厚度以及作用力等瞬态数值模拟结果.     

对近地核爆火球色温第一峰值的估计

通过对测点处核爆光信号辐照度值的理论推算与实测结果的对照分析揭示了:近地核爆火球色温第一峰值既不是2×104K,也不会是8×104K.而应约为3×104K;还推知,就以硅宽波段光电传感器而言,相应于核爆光辐照度第一、二峰的光电流(和)值之间,恒满足。     

22NiMoCr3-7钢韧-脆转变区断裂韧度及断裂失效曲线

采用ABAQUS有限元分析软件对22NiMoCr3-7压力容器钢单边裂纹三点弯曲试件进行弹塑性数值计算.分析了在不同温度的解理断裂载荷水平下,韧-脆转变温度区标准裂纹和浅裂纹试件裂纹尖端区域的应力场.用J-A2双参数理论,评估标准裂纹和浅裂纹试件裂纹尖端的约束效应,计算了与主曲线参考温度T0相应的约束参数A2值.根据双参数断裂理论和RKR断裂准则,给出了22NiMoCr3-7压力容器钢在不同温度时与约束相关的断裂失效曲线.结果表明,断裂失效预测曲线与实验结果基本一致.     

~(182)W(n,n′α)~(178)Hf~(m2)反应截面研究

对当前有关182W(n,n′α)178Hfm2反应截面的实验测量值和理论计算值相差100倍这一分歧进行了样品成分活化分析和仔细的理论分析。所得结果排除了实验所用样品存在Hf杂质影响这一推论。理论和实验值的分歧依然存在,可能原因是现有的理论计算程序还不能对高角动量激发态进行很好的理论预言     

内充气正比计数管测量37Ar活度中壁效应的理论研究

通过分析³⁷Ar衰变产生的X射线和俄歇电子在内充气正比计数管灵敏体积中的逃逸及计数管在³⁷Ar活度测量中的壁效应,得出X射线在正比计数管中的逃逸是产生壁效应的主要原因,提出了压力指数外推方法。使用MCNP模拟X射线和俄歇电子在内充气正比计数管中的输运,模拟结果与理论分析结论一致。比较模拟得出的壁效应值与实验测量的壁效应值可知,实验给出的壁效应值是可信的。本工作的研究结果为37Ar测量方法提供了理论支持。     

红沿河核电厂2号机组首循环寿期中启动物理试验结果分析

因电网调峰能力不足,红沿河核电厂2号机组首循环运行过程中,于2014年1~3月进行了卸料不换料停机检修,再启动阶段进行了临界、零功率和升功率物理试验,验证了循环寿期中反应堆重要堆芯设计参数。该文叙述了红沿河2号机组反应堆首循环寿期中卸料不换料后启动物理试验理论计算与现场试验,验证了寿期中启动物理试验理论计算值与实测结果的符合程度,分析了反应堆相关参数在寿期初与寿期中随燃耗变化特性。试验结果表明,理论预计值与实测结果符合良好,偏差满足验收准则。