HFETR堆辐照孔道释热率测量装置研制

为解决HFETR堆中心孔道活性区相关材料释热率的测量问题,开展了释热率测量装置的研制。在研制过程中,基于量热法的基本原理,辐照孔道的结构限制和反应堆的要求,进行了测量装置结构设计、强度校核和热工分析。测量装置组装完成后,在HFETR堆G07孔道开展了测量试验,同时测得了321不锈钢、6061铝合金和Zr-4合金三种材料在HFETR堆活性区450mm和750mm处的释热率。试验结果显示:测量装置在测量过程中运行稳定可靠,满足HFETR堆安全运行要求;量热计结构小巧紧凑,可同时测量多种材料的释热率;量热计模块化设计,安装于测量装置的不同轴向位置,可同时测量辐照孔道不同轴向位置的释热率;测量结果较好地体现了释热率与堆功率、测量位置的相关性,测量结果可靠有效。     

γ量热计及HFETR中γ释热率的测量

本文介绍了适用于高 γ 释热率测定的量热计设计及在高通量工程试验反应堆(HFETR)的G_7,辐照孔道中的 γ 释热率测量,其测量误差在±4.5%以内.     

三维离散纵标方法在堆内构件释热率计算中的初步应用

以美国H.B.Robinson-2#机组反应堆压力容器(RPV)基准实验的参数为输入数据,采用三维离散纵标方法程序(TORT)计算压力辐照监督管处中子能谱及典型核素的活度值。计算得到的辐照监督管处中子能谱与基准实验结果趋势一致、吻合较好;典型核素活度的计算值与测量值之比(C/M)为1.04±0.04。用TORT对福建宁德核电站堆内构件释热率分布进行初步计算,并与蒙特卡罗方法(MCNP)的计算结果相比较,两种方法的结果表现出良好的一致性。最后对TORT程序应用于堆内释热率计算进行讨论。     

瞬发和缓发γ射线对堆内构件释热率影响的研究

为提高核电设计中反应堆堆内构件释热率计算的准确性,本文在原来MCNP外中子源模型计算方法的基础上,计算分析瞬发裂变γ对堆内构件释热率的贡献。计算结果显示,考虑瞬发裂变γ使得堆内构件的释热率增加9%～38%,离堆芯越近的堆内构件的增加值越大。另外,分析认为缓发γ对堆内构件释热率的贡献与瞬发裂变γ相当。因而反应堆堆内构件释热率计算中除了考虑中子及中子俘获所生γ的贡献,还应该考虑瞬发裂变γ和缓发γ的贡献。     

基于虚拟仪器技术的池式热堆Rossi-α测量装置设计

设计了一套基于虚拟仪器技术的池式热堆Rossi-α测量装置,该测量装置以PXI-6602高速同步计数卡为硬件测试平台,利用Labview8.5程序开发出了测量装置所需的数据采集和数据处理分析程序。此外,先用Fluke-282任意波形发生器产生一路频率和幅值分别为200 Hz和5 V的方波信号,再用已开发好的Labview应用程序对这路信号进行了脉冲计数统计涨落仿真测试,试验结果表明,所设计的测量装置达到了测量使用要求。     

新型自补偿γ量热计的刻度及测量

用电加热方式对新型自补偿γ量热计算计进行了刻度，测量了低功率反应堆的Ｋ１１孔道和７号孔道内不锈钢的γ释热率，在相同γ释热条件下，使γ释热率的测量误差由没刻度时的±８．０％减小到±１．０％。     

高通量工程试验堆压力容器侧壁中子注量率计算

采用ＡＮＩＳＮ程序计算了高通量工程试验反应堆压力容器侧壁的中子注量率值，提出了一个简单而有效的延长压力容器寿命的方法，填加不锈钢屏蔽材料，结果表明：采用不锈钢后，ＨＦＥＴＲ压力容器的使用寿期可延长１．５倍。     

研究堆内不锈钢释热率的实验及模型对比分析

采用量热法,基于热平衡条件下的静态等温法测量了不锈钢在堆内的释热率,并探索不锈钢释热率随沿堆内活性区轴向高度的分布情况以及与堆功率之间的关系。同时,利用MCNP程序计算了相应的不锈钢的释热率,通过实验手段探索MCNP程序计算不锈钢释热率的准确性。研究表明:不锈钢在堆内的释热率与所处活性区位置以及堆功率密切相关;不锈钢的释热率沿活性区轴向近似呈截断余弦曲线分布;最大释热率位于反应堆活性区中心平面偏下约50 mm处,且与堆功率呈线性递增关系。在研究范围内,利用MCNP程序计算得到的不锈钢释热率较实际测量值平均偏大18.1%。从工程应用角度讲,MCNP程序所计算的不锈钢释热率对实际工程应用具有一定指导意义。     

核反应堆初次装料过程中堆芯中子计数率监测装置的研制

为实现核反应堆首次装料及换料过程中的安全控制,研制了核反应堆初次装料监测装置,完成了装置相关机械结构、电气结构设计和制造工作,装置主要包括3 He正比计数管探头组件、脉冲计数装置等.其中,探头组件采用新型结构,机械结构采用马笼头结构防水接头、防水屏蔽套筒和承重核测多芯屏蔽电缆组合的形式,探头组件电路结构采用快电荷灵敏前...     

可逆比热容法测量反应堆中子注量率的可行性及应用前景

热分析仪器和测量技术的迅速发展为通过测量受辐照材料热性质的变化测量中子注量提供了可能。本文提出采用调制差示扫描量热（MDSC）法测量反应堆辐照的含硼材料可逆比热容的变化,进而得到反应堆的中子注量率。从理论和实验两方面讨论了利用该方法测量反应堆中子注量率的可行性。介绍了可逆比热容法测量反应堆中子注量率的原理和实验方法。展望了这种测量方法在测量高注量反应堆中子注量率的应用前景。     

研究堆周期保护装置堆上考验试验

周期保护装置是研究堆必备的设备之一,属于核安全一级设备.新研制的周期保护装置在安装到反应堆之前,必须在零功率堆或其它反应堆上进行堆上考验试验,以检验其周期保护和周期测量功能及测量精度.叙述了新研制的三套周期保护装置在堆上考验的试验设施、试验堆芯、试验内容和方法以及试验结果.试验结果表明:三套周期保护装置均满足技术指标的...     

现代大型反应堆压力容器材料的研制与发展

开展本项研究的目的是为了改进我国大型反应堆压力容器材料的内在质量、综合性能和安全裕度,以满足反应堆压力容器大型化、整体化、长寿化对其结构材料的特殊要求.阐述了现代大型反应堆压力容器结构、功能、使用条件、制造工艺特点及其对材料的特殊要求及国内外现代大型反应堆压力容器材料的研制与发展,重点总结了国内外反应堆压力容器材料应用...     

高温气冷堆热电联产技术经济研究

分析我国热电联产的市场前景,并对高温气冷堆热电联产的技术和经济可行性进行分析。结果表明,高温气冷堆热电联产在保证运行安全性和供热效率的同时,对周围公众和环境影响足够小;通过商业化推广,高温气冷堆的经济性有显著的优化空间;高温气冷堆相比燃气机组具有经济性优势,具备替代燃气机组进行热电联产的潜力。     

实验快堆FFR燃料的衰变热计算

本文利用美国橡树岭国立实验室ＯＲＮＬ发展的点燃耗及放射性衰变计算程序ＯＲＩＧＥＮ２，计算了我国实验快堆ＦＦＲ一盒乏燃料组件在达到５０ＧＷ·ｄ／ｔ比燃耗卸出后的衰变热及其随时间的变化。计算结果与美国ＦＦＴＦ快堆的乏燃料衰变热的计算值进行了比较。     

固态热管反应堆模拟装置热工水力特性分析

热管反应堆具有小型化、结构简单、固有安全性高等优势,有着广泛的应用前景和研究意义。本文采用CFD方法对热管反应堆模拟装置进行了稳态工况下的热工水力特性分析,并与实验结果进行对比。结果表明,热管各测点温度相对误差不超过5.5%,温差发电器热端各测点温度相对误差不超过3.1%,证明了该模型方法的可行性和正确性。本研究为热管反应堆的数值模拟提供理论指导与方法支撑。     

核反应堆材料数据库系统及其应用

核材料数据库可高效存储核材料数据,并有效发掘数据中的信息,其建设可推动核材料的研究与发展。在各国积极发展核材料数据库的背景下,为推动中国核材料领域数据库的发展,FDS团队正在发展核反应堆材料数据库NRMD(Nuclear Reactor Materials Database)。该系统包含查询、结果处理、信息管理和帮助四个模块,首次在设计上整合了裂变材料和聚变堆候选材料各类数据信息,可满足用户的性能查询、选材、可视化分析等多种应用需求。目前,核反应堆材料数据库已初步整合了我国现有的和部分国际上的核材料数据,保证了核材料数据信息的高效存储及有效利用,其有效应用和不断发展将有助于推动核材料的研发和核能系统的工程设计。