弱源反应堆系统中子随机涨落不确定度分析

快中子反应堆(快堆)与热中子反应堆(热堆)一代中子时间存在较大差别,因此,两者在弱(中子)源条件下的反应堆启动以及中子增殖过程中随机性涨落的不确定度相差较大。本文从系统中子概率分布函数所满足的微分方程出发,对k=常数系统中子随机涨落不确定度进行了理论分析,解释了快堆的安全风险性要大于热堆的物理原因。     

溶液堆气泡效应测量

在次临界堆（如ADS次临界堆）物理实验中,反应堆动态参数的测量很重要,通常测量瞬发中子动态参数伍的值。反应堆在各种不同次临界装载下的α值可反映堆的次临界深度及相关的中子动力学特征。自主开发的费曼方差平均比方法测量系统是基于计算机数据采集和处理分析的系统,为建设数字化反应堆物理实验室起到一定的促进作用。     

点堆随机动力学方程伊藤解与中子数概率分布解析解的对比分析

为了研究反应堆弱中子源启动过程中的中子数密度和缓发中子先驱核随机涨落现象,我们推导和建立了点堆随机动力学方程组,在传统的点堆动力学方程组中引入了伊藤随机项。为了验证方程组的伊藤解方法和计算精度,我们在简化物理条件和方程形式下,对定态系统的中子数密度分别用随机动力学方程伊藤解和中子数概率分布函数解析解进行了对比分析。结果表明,伊藤解是一种有效、具有较高计算精度的方法,计算精度满足sigma的标准,置信水平在95%以上。     

CARR堆启动辅助中子监测装置设计研究

针对中国先进研究堆(CARR)反应堆启动过程中源量程探测器盲区的问题,设计了反应堆启动辅助中子监测装置。在反应堆启动初期,通过在反射层内垂直孔道中增加中子监测装置,可解决堆外探测盲区的问题。通过反应堆启动试验验证了设计的合理性,取得良好的试验效果。试验结果表明,在堆启动初期,堆外探测器无法探测到堆内中子的变化,本装置可实现连续中子探测,并完成与堆外探测器的量程衔接。本装置解决了探测器盲区的问题,为反应堆安全运行提供了保障。     

反应堆堆内部件振动中子噪声物理模型研究

中子噪声分析对反应堆堆内部件振动监测有重要意义。本文采用微扰理论 (系统方程和扰动源项 )、控制理论 (传递函数 )、反应堆动力学方程 (点堆动力学方程 )建立了堆内部件振动中子噪声物理模型 ,并且用它来解释实验 ,较好地解释了实验测量得到的功率谱密度。在理论模型中通过引入一低频噪声项 ,较好地描述了实验测量功率谱密度低频端的抬高。另外对于吊篮梁式振动 ,则采用四个堆外探测器来实现监测。通过这种方法 ,可以较好地监测吊篮梁式振动和进行计算机仿真模拟。     

反应堆堆内部件振动的中子噪声物理模型

介绍了一种用来描述堆内部件振动引发中子噪声的物理模型。本模型基于控制论的观战将反应堆动态方程与随机振动方程结合起来,并在振动方程描述中考虑了非线性项。通过在零功率堆的实验和分析,证明了该模型能够描述堆内部件振动引发中子噪声的动态特性,为反应堆运行时堆内部件振动特性的判别提供了一种手段。     

裂变链初期增长过程的统计涨落现象研究

利用超临界系统达到临界后t时刻中子密度n的概率分布P(n,t)与系统内的中子源强度的关系,结合从第1个持续裂变链开始到系统的中子密度达到定值的时间分布,得到从系统达到临界开始到系统的中子密度达到定值的时间分布,并与Godiva的功率增长过程和BARS的脉冲提前引发概率的实验结果进行了比较,相互符合较好。该研究结果可用于脉冲堆安全分析、临界安全研究和反应堆启动程序制定等。     

双探头中子注量率探测器的研究

反应堆启动初始阶段,中子注量非常低,是一般核测量系统的测量盲区。针对测量盲区的问题,设计了一种高灵敏度宽量程的中子注量率探测器。通过计算及实验表明,该探测器具有稳定的性能,能提供一种反应堆物理启动过程中盲区中子注量率测量的方法。     

核动力工程与核数据

一、核动力工程需要的核数据核动力工程的物理设计、安全运行和燃料循环等都需要大量的精度较高的核数据。实际上,核数据是核动力工程的基础性信息,是反应堆物理设计等的基本依据和出发点。裂变堆的物理设计对核数据特別是中子数据提出了大量和苛刻的要求。堆物理计算(如有效增殖系数 keff,临界质量和反应堆中子能谱的计算)都是以核数据作为基本参数输入的。一般来说,对于所有的反应堆材料,反应堆中子能谱覆盖的整个能     

快中子脉冲堆动力学特性研究

快中子脉冲堆是一种可超瞬发运行的链式反应堆，在研究裂变反应堆瞬态物理过程和中子动力学过程等方面有重要的应用价值。介绍了快中子脉冲堆的动力学过程与特性，推导了动力学方程和超瞬发临界状态下的解析解。介绍了实验研究结果，测量了快中子脉冲堆超瞬发临界运行产生的脉冲中子辐射场的脉冲特性参数，获得了快中子脉冲堆中子动力学的基本特性参数。实验结果与建立的理论模型很好地符合。     

压水堆核电站的调试启动(三)

4.低功率物理试验低功率物理试验主要是在热态稍高于零功率时进行堆的物理特性试验,以取得反应堆运行所需要的数据,校核理论计算。试验时,蒸汽排入冷凝器或大气。压水堆低功率物理试验的主要项目和内容见表4。(1)控制棒价值和硼价值的测定 控制棒组件的效率与中子通量平方成正比。因此,不同径向位置的控制棒因堆内中子密度分布的不同而对中子有不同的吸收效率。从一根控制棒来说,在活性区不同高度时,它的单位长度的中子吸收能力也有明     

压水堆中子脉冲计数率计算与弱源启动分析方法

利用点堆模型推导了弱源反应堆初始中子脉冲计数率的计算公式,探讨了反应堆盲区范围的确定方法.实例应用表明,该方法符合实际状况,对提高物理启动的安全性具有重要使用价值,可以用于反应堆开盖检修、装卸核燃料、燃料元件储存等核活动的临界安全监督之中.     

一种求解反应堆中子扩散方程和输运方程的方法

结合反应堆中子物理方程的特点和非结构网格技术,提出了一种在任意网格下求解反应堆中子物理方程的方法。以反应堆中子扩散方程和一阶离散纵标的输运方程为例,从空间离散、方程离散和边界条件实施等方面介绍了该方法的实施过程。利用该方法编制的程序计算了BN-600基准题、CFR1000概念堆和BWR栅元3种情况的有效增殖因数,并与其他程序的计算结果进行了对比,初步验证了该方法的合理性。     

MHWRR在极低光激中子水平下的临界启动技术

阿尔及利亚比林核研究中心重水反应堆(Multi-purposes Heavy Water Research Reactor,MHWRR)实施了仪表、控制和电气数字化升级改造,改造后的首次临界启动对改造工程具有重要意义。为保证反应堆启动安全,需要解决升级改造后在极低光激中子水平下临界启动中存在的核测量盲区问题,首先对长期停堆后堆内剩余光激中子源强、核测量盲区以及临界棒位进行了理论计算与分析研究,在此基础上提出了在无外加启动中子源条件下首次临界启动的实验技术方案。在无参考数据的情况下,实验进程完全按理论设计的预期进行,临界启动一次成功;启动过程中核功率参数得到有效监测,启动测量装置与堆外电离室测量范围衔接完备,临界棒位理论值与实验值的误差小于0.84%,实验结果与理论计算结果符合良好,表明了这项实验技术的合理可行。     

先进三代核电机组反应堆达临界方式及特性分析

介绍了先进三代核电机组如何在低中子注量率的情况下通过堆外核测量系统源量程探测器监视反应堆达临界,并对其达临界过程中探测器的计数率变化进行比照、分析。通过分析发现,在低中子注量率情况下,利用反应堆启动率（或周期）的变化能够实现对反应堆临界实现与否的判断。同时,利用相对中子源不同位置的探测器计数率的变化规律,能够监测反应堆逼近临界的程度。这一反应堆达临界方式可以在诸如无源启动等低中子注量率情况下得到应用。      

基于中子倍增理论的反应堆物理启动分析

基于中子倍增理论,建立反应堆物理启动模型,对步距提棒过程进行数值模拟,并将计算结果与中子动力学方程的解进行对比;在此基础上,系统地分析次临界深度、提棒速度和提棒持续时间等因素对物理启动的影响。结果表明,在物理启动时需要特别注意反应堆的次临界深度。本文所得结论对反应堆的安全分析和控制运行有一定的理论意义和参考价值。     

混装堆芯下300#池式反应堆瞬发中子衰减常数α实验研究

利用自行研制的反应堆功率谱密度（PSD）测试系统,对300#池式反应堆在混装堆芯下的瞬发中子衰减常数α进行实验研究。利用紧靠堆芯对称布置的两路电离室DL129探测器获得中子在堆内的连续电流信号,并把该信号输入到测试系统,再应用数据采集和数据处理分析程序得到功率谱密度曲线,最后用非线性最小二乘法拟合得到瞬发中子衰减常数α。经比对,该实验结果与理论计算值在误差范围内符合,满足工程实际需求。     

由中子注量率空间分布形状测量确定反应堆次临界度的方法研究

从堆物理的基础理论出发,提出了通过堆内中子注量空间分布的测量来确定反应堆次临界度的一种新方法,并通过对我国启明星1 号次临界实验装置的数值模拟,初步说明了该方法的可行性.     

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。     

氚增殖剂球床组件堆内辐照物理热工计算分析

为验证在中国先进研究堆(CARR)内进行国际热核聚变实验堆(ITER)氚增殖包层模块(TBM)辐照实验的可行性和安全性,进行了氚增殖剂球床组件堆内辐照物理及热工计算分析。氚增殖剂包层模块主要是固态氚增殖剂陶瓷球床。本文采用Monte Carlo粒子输运模拟程序对氚增殖剂球床进行堆内建模,计算球床的中子注量率、能量沉积和产额,得到不同功率下球床的中子注量率、发热功率和产氚速率以及球床组件引入反应堆的反应性。根据物理计算得到的组件各部件发热情况建立热工计算一维模型,通过更改反应堆功率得到满足实验要求的工况并采用三维程序进行验证。物理与热工计算分析的结果表明,在反应堆运行功率为20 MW的工况下球床组件各部件的温度均不超过限值。