浅谈快中子反应堆

原子核反应堆这个名词早已为人们所熟悉。然而,人们常说的核反应堆一般是指热中子反应堆,现在核电站使用的绝大多数也是这种反应堆。在这种反应堆里,引起核裂变反应的主要是能量在1电子伏以下的热中子。还有另外一种反应堆,在那种反应堆里,核裂变反应主要是由能量大约为100千电子伏或者更高的快中子所引起,这种反应堆叫做快中子反应堆。快中子反应堆是一种很有发展前途的核反应堆,它的发展历史已有三十多年,目前正在向大型商用堆的阶段过渡,可望在本世纪末、下世纪初得到比较广泛的应     

反应堆快中子通量谱和载热剂比活性的计算

本文给出的计算反应堆快中子通量谱以及单流程和双流程工况下载热剂比活性的计算方法,比较严格地考虑了裂变中子源在活性区中的分布以及中子同核的弹性和非弹性散射作用,比较细致地考虑了载热剂在反应堆中流动和受照射的情况。测试结果证明,无论是快中子通量谱还是载热剂的比活性,计算值和测量值之间符合得都很好。     

日本先进快中子反应堆计划

【法国《核综论》2001年第2期报道】 在关于制定快中子反应堆燃料循环研究计划范围内,日本JNC工作组提交了先进回路反应堆计划,估计建造费用至少为20万日元/kWh(约2000欧元),与新一代轻水堆持平。 这种先进钠冷反应堆有两个回路(文殊是3个回路)和中间热交换器,可以大大减少反应堆安全壳体积。尤其对抗震性进行了深入细致的研究。增殖系数增加,燃耗率确定为15万/MWD/t。对该计划进行改进的结果是比日本原子能研究所(JAERI)建议的示范快中子堆的体积减小了45%。 (闫淑敏 译) 日本先进快中子反应堆计划@闫淑敏…     

快中子反应堆控制系统特点初探

快中子增殖反应堆（简称快堆）作为一种新型核能系统，其工程结构与目前较为成熟的压水堆有较大差别，本文试从快堆物理，热工，结构设计等特点出发，分析其对控制系统的影响，从中归纳快堆控制系统的特点，为快堆控制系统的设计提供参考。     

反应堆压力容器快中子注量计算方法研究

依据美国核管会有关压力容器中子注量确定方法的管理导则,在二维SN程序DORT的基础上,通过自行开发X-Y与R-θ坐标系间的中子源转换程序,建立起了一套基于综合法的压力容器三维快中子注量计算方法。NUREG/CR-6453和NUREG/CR-6115基准问题检验结果表明,本文所建立的方法能够提供满足工程精度要求的压力容器注量空间和能谱分布。     

反应堆压力容器快中子注量计算模型简化方法研究

反应堆压力容器快中子注量计算是反应堆工程设计和国家核安全监管部门关注的一项重要内容,在计算中不可避免地采用一些模型简化方法,这些简化方法将对计算结果产生一定的影响。利用MC方法计算程序MCNP对反应堆压力容器快中子注量计算过程中的模型简化方法开展研究,评估这些简化方法的利弊,为压力容器快中子注量计算提供合理建议,保障计算的严谨性。     

21世纪的快中子增殖反应堆

美国核学会和欧洲核学会于1987年9月13日至17日,在美国华盛顿州里奇兰召开了有关快中子增殖系统的经验交流和经济发电之路探讨会议。这次会议标志着世界对发展商用快堆的极大兴趣。积极从事快堆研究的各国代表(印度除外)参加这次会议。     

快中子反应堆增殖特性最优化分析

本文根据快中子反应堆生产电能的要求,把堆芯产生最大功率的问题描述为一个最优控制问题,求得最优中子通量分布。在此前提下,又根据采用氧化物燃料(UO_2-PuO_2)的快堆。在燃料循环周期内,增殖比在初始增殖比基础上随燃耗加深而逐渐下降的特点,用最优化方法解决了初始增殖比达到最大值的问题,为快堆设计提供了理论依据。     

俄罗斯快中子增殖反应堆的发展

前苏联是世界上拥有最大的快中子增殖反应堆计划的国家之一。今天，在快中子技术方面，俄罗斯仍处于世界前列。研究主要集中在物理和动力工程院(IPPE)，该院自l9499年以来一直设计快堆。     

日本将开发罐式快中子反应堆

【日本《日刊工业新闻》1984年3月20日报道】日本动力堆核燃料开发事业团已进行了原型堆“文殊”(功率28万千瓦)的建设准备工作。该堆的原型堆是回路型堆,预定1985年正式施工,90年代初开始运行。继原型堆的是输出功率为100万千瓦级的实证堆。通产省决定,以电力公司为主进行该堆研究的准备,同时由电力公司等民间     

反应堆压力容器快中子注量计算不确定性分析

反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)快中子注量的精确计算,可以有效地评估寿期内压力容器材料辐照损伤程度并为延寿技术提供数据支持。离散纵标法在解决深穿透屏蔽问题上的优势,使其成为计算RPV快中子注量率的主要方法之一。反应堆几何材料、截面数据、中子源强、输运求解等参数的不确定性,显著影响快中子注量率模拟结果的可信度。以典型压水堆模型为测试例题,分析了RPV快中子注量率计算流程中引入不确定性的主要来源,重点研究了中子源强处理方法、各向异性散射截面展开和输运方程空间离散格式三个方面对RPV快中子注量率计算的影响。对不确定性因素特别是计算不确定性进行深入的细化分析,有助于我们正确认识目前计算方法的薄弱环节,指明相关的计算模型和数值离散的改进方向,并提高计算结果的确定性。     

快中子反应堆的FCCI分析与预测

根据快堆裂变产物行为的动力学模型和燃料元件包壳氧化腐蚀的机理，选取燃料初始Ｏ／Ｍ比、燃耗和包壳内壁温度作为自变量，以６个国家的堆内试验参数和８２个ＦＣＣＩ测量值为样品数据，用神经网络扩展δ算法拟合出这些变量与ＦＣＣＩ深度值间的非线性映射关系式。以该方法计算的ＦＣＣＩ深度和相应的堆内ＦＣＣＩ测量值作对比，得出计算值与测量值的相符率、计算值的均方差及其置信度，明显优于现有ＦＣＣＩ经验方程。用该方法分析预测了ＣＥＦＲ设计参数下的ＦＣＣＩ深度。     

快中子反应堆多群常数程序RQCS

KQCS是用“自屏因子”法制作快中子反应堆多群常数的程序,它输出的群常数有无限稀释截面、自屏因子、P8展开的弹性散射转移矩阵、非弹散射转移几率和转移截面。能提供快堆扩散、S_N和P_N程序使用。本文全面介绍了KQCS计算方法,重点对自屏因子计算方法进行了研究,并对共振重叠效应作了新的考虑。     

反应堆压力容器快中子注量计算基准验证

反应堆压力容器快中子注量计算是反应堆屏蔽设计及核安全审评中的一项重要内容,利用MC法开展该项计算通常采用目前较为公认的建模及计算方法。选取H.B.ROBINSON—2国际基准题,通过基准验证,证明反应堆压力容器快中子注量的建模及计算方法合理。在此基础上,针对计算过程中的几何简化方法进行敏感性分析,结果表明,对外围组件进行pin-by-pin模拟是必要的。     

反应堆快中子实验装置辐射场参数测量

利用多箔活化法测量了设计的反应堆快中子实验装置的中子能谱及中子注量,并采用Monte Carlo方法分析了能谱的不确定度.用热释光剂量片法测量了装置的γ剂量.装置各参数测量结果均达到了预期的设计指标.     

日将推迟采用快中子增殖反应堆

[日本《读卖新闻》3月11日报道]日本原子能委员会(委员长是科技厅长官三林弥太郎)10日拟定了核能开发利用长期计划的大纲。这一计划是从去年4月开始进行修改的。4年前修改的现行长期计划曾预计,快中子增殖反应堆将从2010年实用化,而这次计划大纲的特点是把实用化的时间推迟了10年到20年,即从2020年到2030年左右。快中子增殖反应堆用钚作燃料,被称为     

快中子反应堆的技术特点和发展问题

本文讨论了快堆的物理、热工、燃料和材料、机械结构、回路设备、钠化学等各个方面的技术特点,快堆发展的长周期性。指出必须重视开展快堆的基础研究和工程研究工作。     

快中子脉冲反应堆应力测量的温度修正

简要介绍了快中子脉冲反应堆在脉冲工况下构件应力的产生机制,导出了基于球壳模型的应力-应变转换公式,提出了实测应变的温度修正模式.在CFBR-II快中子脉冲反应堆上进行了验证实验.结果表明:引进理论计算的温度修正系数可以有效地回避瞬时温升的测量和时间同步性要求,应力测量结果与理论计算结果的误差<25%.     

快中子反应堆多群常数程序KQCS-2

一、引言 KQCS-2是KQCS程序的改进版。KQCS程序是采用邦达连柯方法制作的快中子反应堆多群常数程序,它输出的群常数有无限稀释截面,共振自屏因子,P_8展开的弹性散射转移矩阵,非弹性散射转移几率和转移截面。这些结果能提供快堆扩散、S_N和P_N程序使用。关于KQCS的详细描述见文献[1]和扼要描述见文献[2]。但是,KQCS是为了处理文献[3]的基本截面数据而编制的,它适应文献[3]的全套数据格式。近年来数据中心从国外获得ENDF/B-Ⅳ数据,由于ENDF/B-Ⅳ数据和文献[3]数据不仅在格式上有很大差别,而且在给出数据的种类和范围上也很不相同。为了把