Kilopower空间堆掉落事故临界安全问题研究

美国Kilopower空间堆在掉落事故下的k_eff不满足我国现行空间堆掉落临界安全要求。该反应堆在掉落过程中,若反射层外围的B₄C脱落,则存在瞬发超临界的严重安全隐患。针对此问题,本文对反应堆方案进行调整,提出3种解决方案,各方案均可满足掉落临界安全要求。此外,为研究各方案的优劣,从尺寸、质量、物理和热工运行特性等方面对各方案进行综合比较,提出了最优建议方案。     

钼铼合金在空间核电源中的应用性能研究进展

钼（Mo）中加入铼（Re）可显著改善钼的低温脆性进而提高其加工性能及焊接性能,提高强度的同时仍保持良好的塑性。Re元素含量为14%左右时,Mo-Re合金延伸率接近40%,加工性能最好,而同时存在一定的Re元素固溶强化作用。在1550 K以下温度,Mo-Re合金与UO₂的相容性较好。在1 300 K以下时,Mo-Re合金与UN的相容性较好。在1800 K以下时,Mo-Re合金与碱金属Li、Na、K的相容性均较好。钼铼合金与核燃料及碱金属冷却剂均具有良好的相容性,且Re元素是一种较好的谱移吸收体材料,可有效降低反应堆临界事故风险。钼铼合金是空间核电源中最佳反应堆芯结构材料。本文对钼铼合金的研究状况进行总结,为国内相关空间核反应堆电源系统设计选材和研究提供参考。     

SPACE-R意外掉落事故的临界安全分析

当空间热离子反应堆发生意外掉落事故时,必须采取反应性控制措施保证反应堆处于次临界状态。SPACE-R是设计目标为40kWe、10a寿命的空间核反应堆。适合SPACE-R意外掉落事故的反应性控制方案有:在燃料空腔内加入控制材料及在慢化剂中放入可燃毒物棒。利用MCNP程序分别对两种方案下反应堆的反应性进行计算,可知两种方案均对SPACE-R在意外掉落事故下的反应性有一定的改善。经综合考虑得出一个最终设计方案,能满足意外掉落事故的临界安全验收准则。     

小型移动式铅铋堆运输过程堆芯进水事故工况下临界安全问题研究

小型移动式铅铋堆由于在海岛、偏远地区等场景的应用需要,整堆运输的安全可行性成为必要设计目标之一。基于小型移动式铅铋堆自身特点,采用谱移吸收材料的反应性控制手段进行反应性控制方案研究,以确保整堆运输的临界安全。利用MCNP软件计算在运输过程、堆芯进水事故工况下表面涂覆不同厚度Gd2O3涂层的燃料芯块的有效增殖系数（keff）,其中涂层厚度为50μm时满足临界安全要求;分析加入谱移吸收材料后堆芯的燃耗特性、功率分布和传热,验证表明其不影响堆芯正常运行,确定了此种反应性控制方案的可行性。     

基于示范快堆的ADS次临界快堆堆芯研究

选取中国示范快堆作为次临界快堆参考堆芯,研究次临界快堆作为嬗变PWR(U)乏燃料中次锕系元素的可行性。中国示范快堆堆芯设计是参考目前正在建设的俄罗斯示范快堆BN-800。次临界快堆堆芯在示范快堆堆芯基础上去掉中间7盒组件放置铅靶组件,控制棒组件用含贫铀和次锕系元素(MA)的组件代替,转换区组件用反射层组件代替。采用MCNPX和ORIGEN2程序作为计算软件。计算结果表明:次临界快堆中加入MA后能够保持一定的次临界度且具有较好的嬗变效果,因此,选取示范快堆堆芯作为ADS次临界快堆的参考堆芯研究是可行的。     

空间锂冷概念快堆堆芯中子学特性研究

本文研究了一种空间锂冷概念快堆的堆芯中子学特性。反应堆燃料采用氮化铀,冷却剂采用⁷Li液态金属,主要结构材料采用W-25%Re。反应堆的控制靠反射层内的控制鼓来实现。建立了程序的计算模型,通过计算和分析,给出了堆芯的主要尺寸和物理参数,计算了堆芯的控制鼓价值、燃耗和功率分布。分析了堆芯中Re的谱移吸收特性和满功率运行7 a不需换料的性能,谱移吸收特性能确保反应堆在发射失败浸在水或湿沙中时处于次临界状态。     

ADS加速器失束次临界反应堆动态特性研究

加速器驱动系统(ADS)中次临界堆芯的功率水平依靠强流质子轰击散裂靶产生的中子源来维持.加速器较为频繁的失柬问题,必将对ADS次临界反应堆安全性产生影响.研究了ADS系统失束事故特性,设计开发出具有较强针对性的用于ADS失束事故分析软件,对加速器驱动快中子次临界反应堆的动态响应开展了初步研究.结论表明仅靠断束停堆,仍有可能危及次临界反应堆的安全性.建议增设辅助停堆保护系统以提高ADS安全性.     

铀钼合金中钼的测定——EDTA容量法

介绍了采用EDTA返滴定法测定铀钼合金中钼的质量分数的方法。该方法以盐酸、硝酸溶样,磷酸三丁酯萃取分离铀,盐酸羟胺将钼(Ⅵ)还原为钼(Ⅴ),EDTA络合钼(Ⅴ),然后用硝酸铋返滴过量的EDTA来确定铀钼合金中钼的质量分数并对萃取酸度、萃取剂用量、盐酸羟胺用量、还原时间、滴定酸度、铀对钼的干扰等进行了条件实验,结果令人满意。当取样量在0.1~0.25 g时,方法精密度优于1%,回收率在99.2%~101.0%之间。     

中国先进研究堆新燃料组件运输的临界安全分析

在新燃料组件运输过程中,临界安全是重点。使用MCNP程序对中国先进研究堆新燃料组件的运输进行临界安全计算分析,通过选取最不利临界安全的次临界限值、组件模型参数、事故工况来保证计算结果的保守性。结果表明,运输货包的临界安全指数可确定为0。该结果可为中国先进研究堆（CARR）的新燃料组件运输容器的研发提供参考依据。     

百千瓦级空间锂冷快堆系统热工安全特性研究

随着深空探测任务动力要求不断提高,空间大功率核电源系统势在必行。本文针对锂冷快堆结合斯特林循环的空间核动力系统,建立堆芯、斯特林发电机、辐射散热器、泵及相关管道模型,基于Fortran语言开发了瞬态系统热工安全分析程序。基于斯特林实验数据,验证了斯特林数学模型的准确性,最大相对误差为17.3%。进而建立空间锂冷电源系统模型,并通过稳态计算值与设计值对比,校核了系统程序模型的合理性,最大相对误差为13.3%。对系统典型事故工况进行瞬态分析,结果表明,由于堆芯整体负反应性反馈,燃料芯块峰值温度在安全限值范围内,系统具有一定安全特性。本文为百千瓦级空间堆热工安全分析提供理论支撑。     

中国实验快堆的安全特性

钠冷快堆因钠具有好的热物理特性而具有固有安全性,同时也因钠是活泼的碱金属,也难免会有钠的泄漏、钠火和钠水反应等工业事故.本文介绍了中国实验快堆利用钠冷快堆的固有安全性,装设了单靠自然循环和自然对流的事故余热导出系统等多项非能动安全系统及完善的能动安全系统,其安全性达到了第Ⅳ代先进核能系统的安全要求.对于大型快堆,因其保...     

空间快堆事故工况下温差发电器特性研究

从温差发电器的瞬态导热数学模型出发，研究空间快堆在发生无保护超功率事故(UTOP)与无保护失流事故(ULOF)情况下温差发电器温度和热电转换效率的变化趋势。结果表明，在空间快堆发生事故时，温差发电器的热力学变化足以保证热电装置和空间快堆的安全性。     

先进空间快堆安全特性分析

以200kW空间快堆RAPID－L为对象，建立瞬态分析模型，分析了在无保护超功率事故UTOP和无保护失流事故ULOF下的瞬态特性。计算结果表明:快速型锂膨胀模块（LEM）可以随着冷却剂温度变化自动快速的响应，能够在不停堆的情况下保证反应堆的安全，因此，RAPID－L具有固有安全特性。     

核临界安全中子吸收体干涉效应实验研究

简要阐述了干涉效应的原理、铀溶液实验装置的临界测量实验,研究了多组固体中子吸收体在装置容器中的不同位置、不同铀溶液浓度、不同组合情况下的吸收效率,并给出干涉效应。测量结果表明,偏心对称布置的干涉效应为正,偏心非对称布置的干涉效应为负。同时,利用蒙特卡罗程序分别对固体中子吸收体不同布置和组合情况下的中子吸收效率进行了计算分析。计算结果表明,实验测量与理论计算的干涉效应大小、正负的变化趋势相互一致,这表明,利用蒙特卡罗程序计算分析铀溶液系统的中子吸收体的干涉效应是适宜的。     

安全壳静水中的屈曲临界深度分析

安全壳作为海上核电站的一道重要安全保障,需设计其发生沉没事故时的临界安全深度。由于安全壳尺寸较大,且在沉没时会呈现各种姿态角,为便于安全壳结构的工程设计,本文提出了一种安全壳在静水中的屈曲临界深度系数法。结合目前已成熟的安全壳屈曲规范计算,对安全壳进行了静水压力下的屈曲安全设计,并分析了结构几何缺陷对屈曲临界深度系数的影响。结果表明：随着安全壳厚度的增加,其屈曲临界深度系数逐渐增加,但增加率逐渐变小;安全壳的厚度越小,屈曲临界深度系数对几何缺陷敏感性越强。该方法是在目前压力容器均匀外压下的屈曲安全设计规范的基础上以及在缺乏相应的安全壳静水中的屈曲试验情况下的一种折中方案。     

基于喷嘴临界流实验对现有物理模型的评价

以水为工质、直径1.41mm的喷嘴为实验段,在稳态条件下进行临界流实验,覆盖的参数范围为：进口压力,0.4～22MPa;进口温度,40～371℃;进口含汽率,－3.5～0.98。结果分析表明：在欠热度高于一定值下流动未达到临界条件;在低欠热度和低含汽率区域两相间存在热力不平衡性,在较低压力下,它对临界流率的影响十分显著。将实验数据与均匀平衡模型、Moody模型、Henry-Fauske模型、Burnell模型以及Bernoulli公式的计算结果进行比较,显示了各模型在不同条件下的适应性。