核临界安全中的源倍增法研究

文章对核临界安全研究中通常采用的现场测量技术———源倍增法进行研究。从有源扩散理论出发,导出了与keff不同的有源次临界中子有效增殖因子ks的表达式,并在次临界系统上进行了验证研究。验证实验研究证实了所导出的ks 的正确性。源倍增法测量的参数实际上是次临界系统在外源作用下的有源次临界中子有效增殖因子ks,而不是以往的中子有效增殖因子keff,这就解决了长期困扰人们的有关源倍增法测量的参数问题。文章讨论了ks 与keff间的差别和关系以及它们对核临界安全的影响。     

反应堆物理实验中的源倍增法研究

给出了反应堆物理实验中临界测量和次临界度测量通常所采用的源倍增方法研究。首先从有源的扩散理论出发,导出了与以前不同的源倍增方法的公式。源倍增方法测量的参数实际是次临界系统在外源作用下的有源次临界中子倍增因子ks,而不是在这之前的中子有效倍增因子keff,然后研究了实验装置的临界质量,研究了ks与外源位置和能谱的关系,证明了导出的源倍增方法的理论是正确的。该方法可像过去那样用于反应堆物理实验中的临界外推测量,但不能用于次临界度测量。解决了长期困扰人们有关源倍增方法测量的参数问题。最后讨论了ks和keff的差别和关系以及对临界外推测量和核临界安全的影响。     

跳源法在启明星1#次临界装置中的应用

简要介绍了跳源法在启明星1#次临界装置上测量次临界度的原理、外源驱动的次临界中子学实验装置、堆芯布置及中子源驱动系统。主要研究了中子源在堆芯轴向中心位置、不同装载情况下的反应性变化,并给出不同的有效倍增系数keff。实验测量结果与理论计算结果进行了比较,结果符合较好。     

ADS启明星1#次临界反应堆缓发中子有效份额的测量

本文提出了利用改进的源倍增法测量次临界系统的绝对反应性与跳源法测量的相对反应性相比获得缓发中子有效份额β_eff的方法。用改进的源倍增法测量了ADS启明星1#次临界反应堆某次临界状态下的绝对反应性为-2.235×10^-3。在相同的次临界状态下,用跳源法测量了以β_eff为单位的反应性ρ/β_eff为-0.291 5 $,二者相比得到ADS启明星1#次临界反应堆的缓发中子有效份额为0.007667。利用MCNP建模计算的结果为0.007 783,两者在2%内符合。     

噪声法测量临界装置温度系数实验研究

为了用噪声法测量核电站反应堆的负慢化剂反应性温度系数(MTC),本文在铀溶液临界装置上研究噪声法实验测量反应性温度系数αT,并与周期法测量的αT进行比较。结果表明,两种方法测量的αT趋势基本一致。由于铀溶液临界装置中溶液的反应性温度效应与核电站反应堆的慢化剂温度效应的机理相似,因此本文利用噪声法测量铀溶液临界装置的αT对于核电站反应堆利用噪声法测量MTC有一定的参考价值。     

近临界系统中子倍增时间行为的实验测量

为确定近临界系统内中子倍增因子随时间的变化与系统的反应性的关系,为反应堆启动提供参考,实验测量了中心中子在1个快中子临界装置3个次临界状态的中子倍增的时间行为,在反应性ρ=-2.27×10^-3和-4.79×10^-4的两个次临界状态下,阶跃加入反应性,分别等待180和450s后,中子密度（正比于中子倍增因子）才达到稳定值。与单群缓发中子假设计算的变化曲线比较表明,实验测量的中子倍增因子的变化比理论预估的变化快。即使如此,在反应堆启动中,仍需考虑中子倍增的延迟,以便推算正确的反应性。     

缓发-瞬发中子比与铀部件增殖系数的关系研究

探索了通过分析铀部件被高能光子与外源中子激励后发射缓发中子和瞬发中子的强度关系推导其增殖系数的方法。铀材料被高能光子激励后发生(γ,n)、(γ,2n)反应,产生的中子可诱发铀材料发生裂变反应;而外源中子入射后则会发生散射、诱发裂变等反应。本文通过对输运过程的分析得到不同测量条件下缓发-瞬发中子强度比与增殖系数的近似公式,并通过数值模拟计算验证了公式的准确性。     

理想化的实际反应堆内热中子有效增殖系数的定义及表达式的讨论

目前教科书中介绍的反应堆热中子有效增殖系数keff,是对无源中子的反应堆内的中子变化情况的准确定义及相应表达式的准确介绍,它能准确解释并描述中子在反应堆内六种物理过程中的变化情况。但用它作为一个统一的定义及表达式来描述并解释和计算有源中子存在的实际反应堆时,对于部分情况它既不能准确、清楚,又不能正确解释相应的物理过程,它的表达式也不能作为一个统一的表达式,按照它的定义计算得到相应的结果。且,目前,国内外工程研究人员还没有给出过实际反应堆内有源中子存在情况下的热中子有效增殖系数的定义及表达式。因此,特撰写此文,对考虑了源中子后的实际反应堆的热中子有效增殖系数,给出一个正确且准确的定义及相应表达式。     

柱形金属铀次临界系统瞬发中子衰减常数测量

次临界核系统的瞬发中子衰减常数α与反应性有着重要联系。采用²⁵²Cf随机脉冲源法测量了一柱形金属次临界系统的瞬发中子衰减常数。为对源中子的影响进行分析,借助蒙特卡罗模拟方法建立模型进行了模拟,对源直穿中子和核系统瞬发中子时间分布特性进行了比较,分析了源中子对瞬发中子衰减曲线的影响。模拟结果表明,对该柱形金属铀系统,源中子注入100 ns后源直穿中子对核系统瞬发中子的影响可忽略。根据分析结果选取了合理起始道,对实验数据进行单指数最小二乘拟合,得到该次临界系统的α为15.5μs^-1。     

铀溶液核临界安全实验装置

硝酸铀溶液液核临界安全实验装置专门用于研究乏燃料后处理中储存容器的核临界安全问题。为了得到我国自己的核临界安全实验数据，中国原子能科学研究院设计，建造了铀溶液核临界安全实验装置，实验装置的活性区硝酸铀酰溶液内可含中子吸收体或不含中子吸收体，活性区可有反射层或没有反射层，在以上四种条件下，可对不同硝酸铀酰溶液浓度进行临界试验研究，该实验装置具有多种安全保护措施，但运行方式简便，启动，停止容易，单次误操作不危及实验装置的特点，该装置还具有可视性定量，限量自动加料系统，高精度全程液位测量计以及采用多操作步骤才能完成‘一次注量’的控制方式等特点，安全分析认为该装置造成核临界事故的概率为10^-8。     

基于启明星Ⅱ号的铅基堆核数据宏观检验

为提高铅基堆中子学模拟的可靠性,基于启明星Ⅱ号铅基零功率反应堆,开展铅基堆相关核数据的入堆宏观基准检验研究。采用周期法测量堆芯反应性,进而获得有效增殖因数keff为1001 14±0000 07。采用MCNP程序对铅基堆进行精细化建模,结合不同数据库内的中子评价核数据,计算实验燃料棒装载下的铅基堆芯的keff。比较结果可知,4种截面库计算的铅基堆keff模拟结果与实验结果吻合较好,最大相对偏差小于1%,其中,ENDF/B Ⅶ.1库的模拟结果与实验结果吻合最好,相对偏差和绝对偏差分别为025%和251 pcm。通过计算关键材料元素核数据引起keff的变化量,可知铅元素核数据引起的堆芯keff结果的波动量最大,在CENDL 31和JENDL 40中的铅元素引起keff的波动值分别为219 pcm和166 pcm。     

铅铋冷却次临界堆反应性引入下的中子学动态特性分析

加速器驱动次临界系统（ADS）与临界系统相比具有不同的中子学动态特性。采用瞬跳近似导出了次临界状态下反应性扰动引起中子密度和堆功率变化的关系式,与基于RELAP5开发的次临界点堆动力学程序做了不同次临界度（keff=0.90,0.95,0.97,0.98和0.99）下1 s内引入反应性＋1β的中子学动态特性对比分析。结果表明：①有外源的瞬跳近似能够精确地描述受扰动后很短的一段时间之后的中子密度和堆功率的变化情况,能用于求解有外源的点堆动态方程渐进情况下的解;②反应性引入事故过程中,次临界堆表现出内在稳定性,次临界度越深,偏离临界越远,反应性扰动对次临界堆的影响就越小。     

反应性阶跃变化从深次临界到瞬发超临界中子增殖统一公式

根据点堆公式导出了反应性阶跃变化时反应堆内中子增殖的统一公式,可用于反应堆深次临界、次临界、缓发超临界和瞬发超临界状态中子增殖计算.实例计算表明新推导的公式具有较高的计算精度,可用于定量分析与计算.     

Assessments of the kinetic and dynamic transient behavior of sub-critical systems (ADS) in comparison to critical reactor systems

The neutron kinetic and the reactor dynamic behavior of Accelerator Driven Systems (ADS) is significantly different from those of conventional power reactor systems currently in use for the production of power. It is the objective of this study to examine and to demonstrate the intrinsic differences of the kinetic and dynamic behavior of accelerator driven systems to typical plant transient initiators in comparison to the known, kinetic and dynamic behavior of critical thermal and fast reactor systems. It will be shown that in sub-critical assemblies, changes in reactivity or in the external neutron source strength lead to an asymptotic power level essentially described by the instantaneous power change (i.e. prompt jump). Shutdown of ADS operating at high levels of sub-criticality, (i.e. k_eff 0.99), without the support of reactivity control systems (such as control or safety rods), may be problematic in case the ability of cooling of the core should be impaired (i.e. loss of coolant flow). In addition, the dynamic behavior of sub-critical systems to typical plant transients such as protected or unprotected loss of flow (LOF) or heat sink (LOH) transients are not necessarily substantially different from the plant dynamic behavior of critical systems if the reactivity feedback coefficients of the ADS design are unfavorable. As expected, the state of sub-criticality and the temperature feedback coefficients, such as Doppler and coolant temperature coefficient, play dominant roles in determining the course and direction of plant transients. Should the combination of these safety coefficients be very unfavorable, not much additional margin in safety may be gained by making a critical system only sub-critical (i.e. k_eff0.95). A careful optimization procedure between the selected operating level of sub-criticality, the safety reactivity coefficients and the possible need for additional reactivity control systems seems, therefore, advisable during the early design phase of any ADS systems in order to assure a benign transient response of the particular ADS design under investigation to typical plant transient initiators.     

MOX燃料贮存水池核临界安全分析

利用MONK程序对MOX热室项目燃料贮存水池进行了核临界安全分析。针对给定的水池尺寸和燃料棒数量,确定燃料以分区方式贮存。选取国际公布的临界基准实验数据,验证并确定MONK程序计算分析类似物料形态时的偏倚和次临界限值,其次进行保守假设,确定贮存水池在正常及事故工况下其中子有效增殖因数,评价贮存水池的安全性。计算结果表明,贮存水池在最危险事故工况下,其最大中子增殖因数小于次临界限值,系统处于临界安全状态。     

Effects of neutron spectrum and external neutron source on neutron multiplication parameters in accelerator-driven system

The neutron multiplication parameters: neutron multiplication M, subcritical multiplication factor k_s, external source efficiency φ^*, play an important role for numerical assessment and reactor power evaluation of an accelerator-driven system (ADS). Those parameters can be evaluated by using the measured reaction rate distribution in the subcritical system. In this study, the experimental verification of this methodology is performed in various ADS cores; with high-energy (100 MeV) proton–tungsten source in hard and soft neutron spectra cores and 14 MeV D–T neutron source in soft spectrum core. The comparison between measured and calculated multiplication parameters reveals a maximum relative difference in the range of 6.6–13.7% that is attributed to the calculation nuclear libraries uncertainty and accuracy for energies higher than 20 MeV and also dependent on the reaction rate distribution position and count rates. The effects of different core neutron spectra and external neutron sources on the neutron multiplication parameters are discussed.