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．     

NJOY－WIMS程序系统的研制

ＮＪＯＹ－ＷＩＭＳ程序系统是在开发ＮＪＯＹ（包括ＷＩＭＳＲ）、ＷＩＭＳ等程序，增加有关管理模块ＳＣＮ和ＣＣＭＩＴ的基础上建立起来的。这个系统习以用来进行ＷＩＭＳ库的制作及临界安全计算。作者由微观ＪＥＦ－１出发，应用该系统给出了ＴＲＸ－１、２，ＢＡＰＬ－ＵＯ＿２－１、２、３的计算结果。经比较表明，该系统是可靠的。     

堆内试验回路事故安全分析

堆内试验回路的安全性现在越来越受到有关核安全部门的重视。它的可靠性不仅影响试验回路本身的安全，而且还有可能影响反应堆系统的安全。从系统压力来说，堆内试验回路基本上可分为高压和低压两种。本文笔者用ＲＥＬＡＰＳ／ＭＯＤ２系统分析程序对堆内高压试验回路进行了一些典型事故分析。分析结果表明其设计符合相应的验收准则。     

NJOY—WIMS程序系统的研制

ＮＪＯＹ－ＷＩＭＳ程序系统是在开发ＮＪＯＹ（包括ＷＩＭＳＲ）、ＷＩＭＳ等程序，增加有关管理模块ＳＣＮ和ＣＣＭＩＴ的基础上建立起来的。这个系统可以用来进行ＷＩＭＳ库的制作及临界安全计算。作者由微观ＪＥＦ－１出发，应用该系统给出了ＴＲＸ－１、２，ＢＡＰＬ－ＵＯ２－１、２、３的计算结果。经比较表明，该系统是可靠的。     

HFETR辐照靶件设计程序开发

针对高通量工程试验堆（ＨＦＥＴＲ）燃料材料考验的辐照靶件设计，开发了ＧＥＮＧＴＣ－Ｃ程序，可用它进行辐照靶件设计和温度分布计算，程序可对多层包壳材料传热，间隙层（液体或气体介质）传热，气体介质层传热进行了计算，同时，对热导膜率随温度的变化和靶件结构材料的几何尺寸因热膨胀的改变进行修正，原程序由美国ＯＲＮＬ编制，见长于结构严谨流畅和良好的适用性，因此，ＧＥＮＧＴＣ－Ｃ是在原程序的基础上并结合ＨＦＥＴ     

HFETR堆芯燃料管理计算方法的研究

研究了高通量工程试验堆（ＨＦＥＴＲ）堆芯燃料管理计算方法，以栅元计算程序ＷＩＭＳ－Ｄ４－ＣＮＰＲＩ和三维节块程序ＳＩＸＴＵＳ－３为基础，研制了ＨＦＥＴＲ堆芯燃料管理计算软件包ＨＦＥＴＲＦＭ。并对高通量工程试验堆首炉堆芯进行了计算，取得了令人满意的结果。     

日本原子能研究所用改进型堆芯运行JMTR堆

【《日本原子》2002年1月刊报道】 2001年11月20日，日本原子能研究所（JAERI）在其所属的大洗研究单位利用新的改进型堆芯开始日本材料试验堆（JMTR）的第142次运行循环，这个循环于2001年12月15日结束。 JMTR已广泛地用于中子辐照试验，以确定反应堆材料和燃料的行为和特性。然而，最近对高度一体化中子辐照的需求与日俱增，该研究所设法增加JMTR的年运行天数。 在燃料更有效燃烧的改进型堆芯中，在此循环期间装载了29个燃料组件，取代了原先的27个。燃料元件在每次运行循环中位置轮换，而且每个循环只更换几个燃料组件，因此每个…     

EXTRACTION OF AMERICIUM AND LIGHT RARE EARTHS BY 2－ETHYL HEXYL PHOSPHONIC ACID 2－ETHYL HEXYL ESTER

ＥＸＴＲＡＣＴＩＯＮ　ＯＦ　ＡＭＥＲＩＣＩＵＭ　ＡＮＤ　ＬＩＧＨＴ　ＲＡＲＥ　ＥＡＲＴＨＳ　ＢＹ　２－ＥＴＨＹＬ　ＨＥＸＹＬ　ＰＨＯＳＰＨＯＮＩＣ　ＡＣＩＤ　２－ＥＴＨＹＬ　ＨＥＸＹＬ　ＥＳＴＥＲＺｈｕＹｏｎｇｊｕｎ（朱永）ａｎｄＪｉａｏＲｏｎｇｚｈ...     

热中子辐照提高掺硼YBaCuO超导体Jc的研究

掺杂天然硼的熔融织构生长（Ｍｅｌｔ－ｔｅｘｔｕｒｅｄＧｒｏｗｔｈ）的ＹＢｘＢａ２Ｃｕ３Ｏｙ（ｘ＝０．０１５,０．０３５）超导体经注量为５＊１０＾１７ｃｍ＾－２的热中子辐照后,磁临界电流密度Ｊｃ增至３．８倍。＾１０Ｂ（ｎ,α）＾Ｌｉ、＾７Ｌｉ＊（Ｑ＝＋２．７９ＭｅＶ）核反应出射的高能粒子能在超导体中产生均分布的,可以作为磁通钉扎中心的辐照伤,以便提高Ｊｃ。掺硼超导体热中子辐照后射性副产物的半衰期较短     

COBRAⅢC／MIT－2程序的改进及其在高通量研究堆中的应用

将堆芯子通道热工水力分析程序ＣＯＢＲＡⅢＣ／ＭＩＴ－２的水物性、临界热流关系式、泡核沸腾起始点判断公式等加以修正或扩充，使之能用于低温低压下研究堆或实验堆的分析。利用改进的ＣＯＢＲＡⅢＣ／ＭＩＴ－２，对日本板状元件高通量研究堆ＪＲＲ－３Ｍ在不同基准流速下以及不同流道阻塞率下的热工水力特性进行了分析计算，所得结果与日本原子能研究院开发的热工水力分析软件ＣＯＯＬＯＤ的相应预测结果符合良好。     

高能量工程试验堆主控室的人因工程应用

应用人因工程原理对高通量工程试验堆（ＨＦＥＴＲ）主控室人－机接口，仪器设备及工作环境进行了技术改造；参照国际惯例，增设了反应堆安全参数显示系统，改善、加强了人、机的相互作用，提高了ＨＦＥＴＲ的安全性。     

用于HFETR的材料辐照试验的新型装置

针对各种反应堆结构材料辐照样品的温度与中子注量要求，设计了一种适用于在高通量工程试验堆(HFETR)堆内进行材料辐照试验的新型辐照装置。本文简要介绍了该装置的结构特点、技术特点、辐照罐的设计以及测试系统与试验情况。目前，该装置已完成了多种材料的辐照试验，结果表明：装置具有温度调节范围宽(0-120℃)、系统调节能力强、安全可靠和出入反应堆方便等优点．完全能满足各种反应堆结构材料的高低温辐照试验要求。     

HFETR外电失电保护系统的改进

雷击是人类不可抗拒的自然现象，有效地避免或减少因雷击造成高通量工程试验堆（ＨＦＥＴＲ）的非计划停堆，才能提高反应堆的安全性。本文提出了使用延时的方法躲过雷击的主放电时间的改进方案，并以增加外电源频率作为外电失电的判据，同时利用外电源的电压和频率共同监督外电源的电品质，从而提高了ＨＦＥＴＲ运行的连续性和安全性。     

高通量工程试验堆80盒元件堆芯研究

通过理论分析和运行结果比较了高通量工程试验堆８０盒、６０盒工件堆芯性能。结果表明，ＨＴＦＴＲ８０盒元件堆芯在允许功率、材料辐照和单晶硅掺杂、钼锝同位素生产等方面与６０盒元件堆芯性能相同。８０盒元件堆芯更有利于５００ｋＷ回路入堆后堆的运行，有利于大幅度提高高比度＾６０Ｃｏ医疗源产量和元件利用率。     

法国压水堆燃料元件新一代包壳材料的发展

概述了法国对核电站燃料元件包壳材料锆合金的开发与研究现状,着重介绍了所开发的新锆合金（Ｍ２,Ｍ３,Ｍ４,Ｍ５合金）在堆内外的性能。其中Ｍ４和Ｍ５合金包过央燃料棒燃耗达到５５ＧＷ．ｄ．ｔ＾－１的辐照考验结果表明,它们的堆内的腐蚀,蠕变和辐照伸长等性能优于改进型Ｚｒ－４合金包壳。     

1996年JET聚变研究的科学进展

ＪＥＴ自１９９５年中期进入其ＩＴＥＲ支撑计划的ＩＴＥＲ－ＥＤＡ（工程设计活动支撑阶段。目的是使ＪＥＴ实验直接为ＩＴＥＲ的设计、建造提供更多的数据，尤其是为ＩＴＥＲ－ＥＤＡ提供设计依据。本文概述ＪＥＴ的研究目标、策略和实验计划。重点介绍了ＪＥＴ于１９９６年的实验进展：ＭａｒｋⅡＡ偏滤器特性，热离子Ｈ模式、优化剪切模式和阿尔芬本征模等的研究。     

变流量工况下^16N监测反应堆功率的研究

本文从理论上对变流量工况下利用＾１６Ｎ监测压水堆功率进行了分析，推导出反应堆－回路中＾１６Ｎ放射性强度与冷却剂流量之间的关系，得出变流量工况下＾１６Ｎ测量反应堆功率的简化公式，提出了变流量工况下＾１６Ｎ监测反应堆功率的方法，并报告了应用该方法在ＨＦＥＴＲ（高通量工程试验反应堆）上的研究及试验结果。     

10MW高温气冷堆燃料元件装卸系统的控制系统设计

１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）是一座球床型反应堆，燃料元件的装卸和循环不需要停堆，由燃料元件装卸系统自动实现。为保证ＨＴＲ－１０的正常运行，燃料元件装卸系统必须安全可靠运行。为此，控制系统根据ＨＴＲ－１０燃料装卸系统热实验装置控制系统的设计和运行经验，采用了欧姆龙（ＯＭＲＯＮ）Ｃ２００Ｈ可编程控制器（ＰＬＣ）作为核心部件。本文介绍了控制系统的设计方案、控制过程和ＰＬＣ控制的特点以及用其实现     

10MW高温气冷堆热气导管高温性能试验

水平布置的同轴双层热气导管在１０ＭＷ在高温气冷实验反应堆中是连接堆芯和蒸汽发生器的重要部件， 外分别流过高温和低温氦气，在氦气工程试验回路上进行了热气导管热工性能试验，使用氦气介质，在３．０ＭＰａ，９５０℃温度下连续运行时间超过９８ｈ，ｄ３．０ＭＰａ７００℃以上温度条件下的热运行时间超过３５０ｈ，还在０．１－３．４ＭＰａ压力范围内进行了２０闪压力循环；在１００－９５０℃范围内，进行了１８次温度循     

JET的首期氘氚运行实验（DTE—1）——1997年JET的科研进展

１９９７年ＪＥＴ启动并圆满地完成了ＩＴＥＲ支撑计划中的首期氘氚运行实验（ＤＴＥ－１），所进行的广泛的基本系列氘氚（Ｄ－Ｔ）实验，创下了聚变功率产出（１６．１ＭＷ）、聚变能（２１．７ＭＪ）、聚变持续时间（４ＭＷ，４ｓ）和聚变Ｑ值（０．６６和瞬时地￣０．９）等新的世纪纪录。这些实验同时研究了ＩＴＥＲ的Ｄ－Ｔ物理和工艺的关键问题。本文介绍此期间内的ＪＥＴ聚变研究成果，重点是聚变等离子体性能研究和ＩＴＥＲ