铀氢锆燃料成分对堆芯物理性能影响的分析

主要分析Ｈ／＾２３５Ｕ原子比对临界质量的影响，铀在铀氢锆中所占重量百分比对瞬发负温度系数的影响、＾２３５Ｕ富集度对负温度系数的影响以及铀氢锆燃料中杂质含量对有效增殖因子的影响，并地结果进行了讨论。     

铀氢锆脉冲堆栅元计算

用由ＥＮＤＦ／ＢＩＶ产生的ＺｒＨ中Ｈ及Ｅｒ等元素的６９群群常数，补充了ＷＩＭＳ－Ｄ／４库中的核数据，形成了用于铀氢锆脉冲堆计算的ＷＩＭＳ－ＣＮＤＣ库，校核了该库中的ＺｒＨ中Ｈ的散射截面，并利用该库及栅元计算程序ＷＩＭＳ－Ｄ／４，计算了铀氢锆脉冲燃产栅元的能谱，群常数，ｋ∞功率分布以及温度系数，最后用一维两群扩散程序的ＴＲＩＧＡＰ进行的堆芯临界计算，以上结果均与有关文献符合得很好。     

铀氢锆堆瞬发负温度系数分析

分别计算了燃料温度，控制棒棒位，铀重量比，燃料奉半径和燃料对瞬发负温度系数的影响，并且对结果进行了理论分析，研究表明：对于铀氢锆堆发负温度系数，起主要作用的是铀的重量比，燃料温度和控制棒棒位，其次是燃料棒半径，而燃耗的影响较小。     

铀氢锆堆栅距对堆芯物理性能的影响

使用铀氢锆堆（即脉冲堆）物理计算程序包ＰＲＰ－Ｓ，首先计算了栅距对有效增因子的影响，栅距与堆芯温度系数的关系，然后计算了中国核动力研究设计院设计建造的我国第一座铀氢锆反应堆的冷却温度系数，燃料温度系数和等温度系数，并且与实验值进行了比较，结果表明两者的符合得相当好。     

铀氢锆脉冲堆及其在科学技术上的应用

简述了我国铀氢锆脉冲堆的结构和特点及其在科学技术上的应用前景。     

铀氢锆反应堆脉冲参数分析

介绍了铀氢锆反应堆计算模型和程序,分析了反应性引入速率,反应性引入量,燃料瞬发负温度系数,燃料热容和瞬发中子寿命对脉冲参数的影响。计算结果表明,脉冲峰功率与反应性引入量的平方成正比;一次脉冲释放能量与反应性引入量成正比;燃料元件热容随燃料温度变化,脉冲峰功率和释放能量随燃料热容增大而增大。     

铀氢锆动力堆燃料元件瞬发负温度系数分析

分别计算了铀质量比、燃料棒半径、燃料温度、氢含量及毒物添加等对铀氢锆燃料元件瞬发负温度系数的影响,并对结果进行了分析.研究表明:随着铀质量比的增加,铀氢锆燃料堆芯的瞬发负温度系数的绝对值显著减小;添加毒物铒将大大增加铀氢锆堆芯的瞬发负温度系数的绝对值.     

铀氢锆堆物理计算模型与程序

文中叙述基于两维四群中子扩散理论的铀氢锆堆物理计算模型及程序,以及用该模型计算的国外 TRIGA 堆的临界,控制棒效率等数据.     

铀氢锆堆物理计算及燃料管理软件包

建立了一套铀氢锆堆物计算软件包，首先考虑氢化锆中的热化特殊性，按ＷＭＳ格式制作 了氢化锆 氢的６９群群常数并入ＷＩＭＳ－Ｄ／４数据库中，形成了ＷＩＭＳ－Ｎ１库和ＷＩＭＳ－Ｎ２库；应用ＷＩＭＳ－Ｎ２库和国际通用的ＷＩＭＳ－Ｄ／４程序包计算了铀氢锆堆各类栅元的群常数，应用差分程序ＣＩＴＡＴＩＯＮ和六角形节块和ＳＩＸＴＵＳ进行扩散计算，同时在ＳＩＸＴＵＳ－２程序的基础上编制了燃料管理程序和ＸＰＲ－ＩＣＦ     

铀氢锆动力堆稠密栅堆芯物理性能研究

基于经过适应性改进的铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包,研究铀氢锆动力堆稠密栅堆芯的布置方式及其物理性能。研究发现,与相同情况下的氧化物燃料相比,铀氢锆稠密栅堆芯虽然具有铀装量低的不足,但同时具有固有安全性高和堆芯功率分布平坦的优点。     

铀氢锆研究堆堆芯换料方案的优化研究

数理统计中的正交设计方法用于六角形铀氢锆堆芯燃料装载的优化计算,研制了六角形研究堆堆芯燃料管理优化计算的软件包ＨＥＸ－ＯＲＴＨ,应用该软件包对西安脉冲堆第三循环末堆芯现有燃料装载条件下的堆芯倒换料方案进行了正交优化分析,得到了Ｍａｘ（ｋ＾ＢＯＣ ｅｆｆ）为目标函数时堆芯的最佳装载方案。     

铀氢锆燃料芯块的测氢装置

本文介绍了铀氢锆燃料中氢含量的测定装置及该装置的精密度测定,对不同的载气流量、提取温度及收集时间的影响分别作了测试研究。当载气流量在85—100ml/min,提取温度由900℃增至1550℃时最佳的收集时间可由30分钟减至18分钟;对氢含量为1.89wt%氢化锆参考标样的测定指出,六次测定的精密度优于±2%,测量误差为2%,氢的回收率达99.3%。测试应用表明本装置及其测试方法稳定且操作简单。     

锆铀合金氢化研究

锆铀合金通过氢化可制得U-ZrH_x燃料。合金中加入0.2—0.4wt%碳,有效地防止了燃料棒氢化过程中出现开裂的现象。氢化系统采用常压、高温、小流量的通氢方式,分级保温保压慢速冷却的氢化工艺及调整最终的氢化温度和压力,能够控制U-ZrH_x燃料的氢锆原子比H/Zr,以满足使用要求。     

铀氢锆瞬态实验装置计算程序的研发

本文针对新型核反应堆电源系统物理特性研究的铀氢锆瞬态实验装置,结合点堆动力学方程、非稳态热传导方程和热弹性动力学方程,研发了专用于铀氢锆瞬态实验装置实验过程模拟的瞬态计算程序。以保健物理研究堆（HPRR）为例,利用研发的程序进行模拟,得到HPRR的功率、反应性、温度和径向位移随时间的变化。程序的计算结果与Fuchs-Hansen模型的结果较为一致,验证了该瞬态计算程序的正确性。     

反射层对铀氢锆反应堆脉冲行为的影响研究

对于反射层价值相对较大的小型铀氢锆反应堆,反射层对脉冲动力学行为产生的影响不应忽略。为描述该影响,基于Cohn两点动力学模型建立了严格区分堆芯中子和反射层中子的两点脉冲模型,结合具体算例与单点脉冲模型和采用瞬发中子有效寿命修正的单点脉冲模型进行比较。3种模型中单点脉冲模型仅适用于反射层极薄的特殊情况,其结果在大多数情况下与另两种模型有显著差异;修正的单点脉冲模型的结果在大多数情况下接近两点脉冲模型,但由于未考虑堆芯中子和反射层中子随时间变化的非同步性,因而在反射层较厚、引入初始反应性较大的情况下与两点脉冲模型存在明显差异;两点脉冲模型严格区分了堆芯中子和反射层中子,在小型铀氢锆堆的脉冲行为分析和引入巨大正反应性的严重事故分析时应使用此模型。     

脉冲堆瞬发负温度系数的噪声测量法

根据反应堆堆内中子信号和温度信号的相关性，以及中子动力学方程和热力学绝热方程，利用噪声信号分析技术，在频域内建立了测量脉冲堆堆芯瞬发负温度系数的物理模型，同时，利用反应堆稳态运行是中子信号以及温度信号和扰动信息，通过自回归滑动和ＡＲＭＡ模型，得到中子噪声信号以温度噪声信号的功率谱密度（ＰＳＤ）再在频域内，通过最优化方法得到脉冲堆堆芯瞬发负温度系数值，该值与理论值相符。     

我国第一座脉冲反应堆

我国第一座脉冲反应堆是座小型池式研究堆,采用铀氢锆(UZrH_(1.6))燃料-慢化剂粗棒元件。堆芯靠轻水自然循环冷却,石墨作反射层。该堆具有很大的瞬发负温度系数,不仅能稳态运行,而且还能进行独特的脉冲运行和方波运行。稳态运行额定功率1000kW,堆芯平均热中子通量1.4×10~(13)n/(cm~2·s),当引入3元(2.1×10~(-2)△K/K)瞬发正反应性脉冲运行时,峰功率约为3420MW,中子通量峰值约为6×10(16n)/(cm~2·s)。固有安全、经济及多功能是该堆型最显著的特点。本堆已于1990年7月22日达到首次临界,尔后开始试运行。     

氢化锆中氢的散射律和散射矩阵研究

从氢化锆晶体散射律的角度出发,研究了氢化锆晶体散射的特殊机理。根据氢化锆晶体散射的声学模型和光学模型给出的频谱分布,用国际通用程序ＧＡＳＫＥＴ计算了氢化锆中氢的散射律。     

铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包开发及验证

介绍了基于轻水堆燃料组件参数计算程序和堆芯燃料管理程序开发的铀氢锆动力堆堆芯燃料管理程序包.采用西安脉冲堆的实测数据和国外相关研究设计参数对其进行了验证分析.结果表明:本程序包计算值与西安脉冲堆的实测数据及国外设计参数符合良好.