HFETR 辐照空间应用的初步分析

高通量工程试验反应堆已经运行了14炉。本文通过 HFETR 运行期间的辐照试验研究,介绍了铍孔道、铝孔道、元件中孔、栅元位置、充水孔道和干孔道等空间在辐照上的应用。还介绍了高γ热对材料试验的影响及对策。     

HFETR控制棒钴吸收体安全性分析研究

高通量工程试验堆（HFETR）控制棒钴吸收体入堆至今已经20余年,本文对59Co的燃耗以及其燃耗对控制棒价值的影响进行了分析计算,结果表明,9#～14#控制棒的钴吸收体的平均燃耗和最大燃耗分别为4.02%和5.45%,4#和7#控制棒的钴吸收体的平均燃耗和最大燃耗分别为6.45%和10.38%;考虑钴吸收体燃耗的影响,9#～14#控制棒价值几乎不变,4#和7#控制棒价值下降0.15βeff（对于HFETR,1βeff=0.0071）;钴吸收体的燃耗使得堆芯次临界度下降0.16βeff,而反应堆的停堆棒位几乎不变,因此HFETR控制棒钴吸收体是安全的,且其燃耗对钴吸收体控制棒价值的影响较小,不影响反应堆的安全运行。      

西安脉冲堆中子价值计算与分析

中子价值是反应堆中的重要参数,其物理意义是中子对反应堆功率的贡献大小。首先采用栅元程序WIMS,计算了西安脉冲堆各栅元的6群群常数,然后采用堆芯扩散程序CITATION,计算西安脉冲堆的中子价值分布。采用连续能量点的蒙特卡罗程序MCNP,对CITATION扩散计算的正确性进行了验证。分析了西安脉冲堆的中子价值随空间和能量的变化,以及中子价值对动态参数缓发中子有效份额和中子代时间的影响。结果表明:在燃料栅元中,中子价值随能量的增加而降低,在控制棒和水栅元中,中子价值随能量的增加而增加。缓发中子有效份额大于缓发中子份额的主要原因是燃料栅元中缓发中子的中子价值较瞬发中子的大。中子代时间小于瞬发中子寿命的主要原因是燃料栅元中的中子价值较其他栅元中的大。     

3He辐照考验装置反应性引入事故分析

在高通量工程试验堆（HFETR）中,3He回路内气体压力变化会向反应堆引入反应性,进而影响到HFETR的运行安全。本文利用蒙特卡罗（MCNP）程序计算了3He辐照考验装置反应性变化速率,并利用RELAP5程序对3He屏失压与HFETR 1根控制棒失控提出叠加事故进行了分析。结果表明,正常工况下,3He回路辐照试验不影响HFETR 正常运行;3He屏失压事故与HFETR事故工况叠加不会影响HFETR安全。      

铍在高通量工程试验堆上的应用

本文介绍应用在高通量工程试验堆(HFETR)上的铍件机械及其物理没计特点,对含铍活性区的一些物理特性,例如铍反射层的“毒物”积累等给出了计算结果。     

熔盐实验堆备用停堆方案及其可行性分析

反应性控制系统的设计是反应堆物理设计的主要内容之一。熔盐堆采用熔融的氟化盐混合物作为燃料,由于核燃料的特殊性,熔盐堆在反应堆设计方面与传统固体燃料反应堆有着较大区别。本文鉴于熔盐堆的特殊性,针对2 MW液态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel,TMSR-LF1),提出多种停堆方式,包括排燃料盐、套管中注中子毒物、改变燃料盐成分、改变堆芯石墨栅元数,并进行了计算分析。分析结果表明:往套管中注入中子毒物是在控制棒失效的情况下很好的替换停堆方式;燃料盐成分可调,是熔盐堆本身具有的特点,因此往燃料盐中添加BF_3、LiF-BeF_2-ZrF_4、LiF-ThF_4,是调节堆芯反应性很好的方式;改变石墨栅元数也可以使反应堆停堆。本研究分析可以为熔盐堆停堆方式提供技术储备和理论参考。     

微型中子源反应堆改进方案研究

分析研究了使微型中子源反应堆延长单次运行时间的几种改进方案。研究与实验结果表明,在中心控制棒与堆芯原有结构保持不变,不超过安全运行限值的情况下,在侧铍反射层外附加弧形补偿板,再添加适当当量的顶铍片后,中心控制棒与补偿板联动,可使微型中子源反应堆一次连续运行时间大大提高．提高了微型中子源反应堆的运行性能。     

高通量工程试验堆物理计算方法的研究

研究了高通量工程试验堆堆芯栅元计算模型 ,特别是多层套管燃料组件的计算模型 ;提出了控制棒扩散系数修正方法 ;开发了栅元计算程序WIMS D4 CNPRI和六角形堆芯扩散计算程序CITATION/SIXTUS 2 / 3软件包 ,并成功的将它们用于高通量工程试验堆的物理计算。     

高浓铀重水栅的热中子参数计算

一、引言关于高浓铀重水栅的理论与实验研究,国内过去尚未做过,本工作是配合零功率实验分析和少群扩散计算,对重气体模型的非均匀热谱计算作初步的分析,把它与布朗·约翰模型和霍尼克模型的计算结果以及部分实验测量值进行比较。根据实际反应堆中可能遇到的燃料元件与控制棒或同位素生产靶件组成的复合栅情况,计算了在燃料元件栅元四周存     

高通量工程试验堆临界蒙特卡罗计算

用新研制的三维多群P3 中子输运蒙特卡罗程序MCMG ,通过与栅元均匀化WIMS程序耦合 ,计算反应堆临界 燃耗问题。高通量工程试验堆 (HFETR)临界计算取得了与MCNP程序和实验一致的结果 ,且在相同计算精度下 ,MCGM计算时间较MCNP计算时间少数倍。     

双面慢化环形燃料反应堆物理实验

环形燃料零功率反应堆是首个双面慢化环形燃料作为核燃料的反应堆。本文采用周期法、落棒法获取环形燃料零功率反应堆的临界参数、控制棒价值、元件价值、含Gd元件的反应性效应等关键参数,对环形燃料零功率反应堆的物理性能进行实验研究,验证环形燃料反应堆堆芯物理设计计算程序。结果表明：根据外推过程确定堆芯临界装载环形燃料元件96根,实心燃料元件172根,此时k_eff为1.000 40,堆芯调节棒价值为-247.5 pcm,安全棒价值为-1 358.4 pcm;元件价值与理论值平均偏差为1.3 pcm,含Gd元件反应性效应与理论值平均相对偏差为8.8%。本文结果为环形燃料的工程化设计程序提供关键数据支撑。     

Anomalous coolant temperature feedback effect in LWRs

In neutronically large cores of power reactors anomalous reactivity effects can occur due to space-dependent coolant temperature feedback. These effects are contrary to reactor physical intuition, e.g. power increase after control rod insertion. A quantitative analysis and physical interpretation of these anomalies is presented, based on two relatively simple reactor models and application of adjoint function theory.     

船用堆自动棒动态反应性Simulink仿真模块设计

船用堆运行中功率频繁、剧烈变化需要自动控制棒频繁调节。针对该特点及现有反应堆系统微机仿真程序存在的控制棒反应性描述不合理、不准确的问题,设计了船用堆自动棒动态反应性Simulink仿真模块。该模块作为船用堆物理热工参数快速计算Simulink程序的子模块,应用于船用堆典型动态过程仿真表明：该模块能够模拟动态过程中的自动棒棒位和相应的动态反应性,适用于船用堆物理热工参数快速计算,对船用堆动态过程的仿真和物理热工参数快速计算有重要意义。     

西安脉冲反应堆半实物仿真系统设计研究

为了给在建中的西安脉冲堆数字化仪表与控制系统提供调试用模拟信号源、验证功率调节方法以及人员培训等,研制了一套西安脉冲反应堆半实物仿真系统。提出了半实物仿真系统的设计思想,设计了系统框架。改进了堆芯仿真物理模型,使用MATLAB编制了堆芯实时仿真程序。采用组态王软件编制了人机界面,采用可编程控制器S7-200进行棒位控制和棒位测量。研制了控制棒驱动机构模拟件、信号发生器和手动操作盘等多个硬件设备,建立了系统内部的通讯。在该半实物仿真系统上模拟了升、降控制棒的功率变化和发射脉冲后的脉冲参数,与堆上实验结果符合较好,测量了信号发生器的输出信号,与预期一致。结果表明,该半实物仿真系统能够实现设计目的且性能良好。      

一种快速搜索临界棒位方法的开发与评价

搜索堆芯临界棒位是反应堆堆芯物理设计的重要内容,传统的线性插值方法在搜索临界棒位时需要多次迭代,效率低、花费时间长。本文提出了一种基于控制棒价值函数的临界棒位快速搜索方法,得到了控制棒组价值与棒位的函数关系,并应用于三维堆芯中子学程序PBRT。通过与线性插值法对比发现,控制棒价值函数法搜索的临界棒位满足临界搜索收敛准则,搜索效率明显提高,是一种合理可行的快速调棒搜索临界方法。     

超临界压水堆改进型控制棒组件落棒过程计算分析研究

为验证超临界压水堆改进型控制棒组件能否实现预期水力缓冲功能,采用计算流体力学分析软件Fluent、基于6自由度（6DOF）模型的铺层法动网格技术,对其落棒过程进行研究,分析了控制棒组件落棒时间和落棒末速度。结果表明：相比改进前的设计,改进型控制棒组件落棒时间虽有所增大,但仍然能满足安全要求;落棒末速度大幅下降,落棒冲击力降低,从而能够保证控制棒组件及燃料组件的结构完整性。改进型控制棒组件的设计能够实现预期的水力缓冲功能,可用于超临界压水堆堆芯设计。     

研究试验堆用于同位素生产的物理分析

本文对研究试验堆开展同位素生产进行了物理分析。分析了控制棒提棒顺序对同位素产量的影响,提出了提棒因子的概念。依据点堆模型和反应性-燃耗线性公式,得到了同位素的转换比和产量公式。最后根据这些公式,分析了高通量工程试验堆(HFETR)在高浓铀和低浓铀堆芯装载下,堆芯炉的运行寿期、燃料元件装载数量、燃料元件初始平均燃耗和堆芯功率对同位素转换比和产量的影响。结果显示,从小到大提棒、增加堆芯燃料组件盒数和功率水平均会增加堆芯同位素产量,而全年运行段数（运行段间检修时间不变）和堆芯平均初始燃耗增加则起到相反的作用。这些结果已经用于指导反应堆的堆芯装载设计。     

Monte Carlo simulation of a research reactor with nominal power of 7 MW to design new control safety rods

The Monte Carlo simulation has been established for a research reactor with nominal power of 7 MW. A detailed model of the reactor core was employed including standard and control fuel elements, reflectors, irradiation channels, control rods, reactor pool and thermal column. The following physical parameters of reactor core were calculated for the present LEU core: core reactivity (ρ), control rod (CR) worth, thermal and epithermal neutron flux distributions, shutdown margin and delayed neutron fraction. Reduction of unfavorable effects of blockage probability of control safety rod (CSR)s in their interiors because of not enough space in their sites, and lack of suitable capabilities to fabricate very thin plates for CSR cladding, is the main aim of the present study. Making the absorber rod thinner and CSR cladding thicker by introducing a better blackness absorbing material and a new stainless steel alloy, respectively, are two studied ways to reduce the effects of mentioned problems.     

快堆控制棒组件非均匀效应修正方法研究

控制棒组件是快堆控制系统和安全保护系统的重要组成部分,快堆控制棒价值的准确求解至关重要。基于PASC?5程序的快堆少群均匀化群常数计算中使用直接体积均匀化方式,这会导致控制棒价值严重高估,必须对控制棒组件的非均匀效应进行修正。基于群常数修正的思路,本论研究了体积?通量权重、反应率之比守恒和反应性守恒3种方法在快堆控制棒组件非均匀效应修正中的应用;基于二维特征线程序开发了群常数修正因子计算程序FRHP。通过中国实验快堆算例进行测试验证,修正后的控制棒价值计算结果与MCNP计算的参考结果符合较好,表明3种方法均能对控制棒组件的非均匀效应实现有效修正,其中反应性守恒方法修正效果最好。     

低温供热堆控制棒的棒位优化

经对低温供热堆的部分物理特点分析，提出了控制棒棒位优化。即根据该堆的物理特点，将堆芯内各燃料元件组件在全炉内最大功率的平均值作为优化的目标函数，并通过动态规划的方法，在多阶段的优化过程中得以实现目标函数极小，效果较好。