CFBR-II堆最大假想事故的环境影响分析

根据国外快中子增殖反应堆型最大假想事故的确定原则,计算分析了中国快中子增殖反应堆(CFBR-II堆)的最大假想事故的规模及源项。根据对释放模式、大气扩散模式和个人有效剂量来源的分析,在保守假设的情况下,计算得到距堆厅典型位置的公众和工作人员的个人有效剂量。与国家标准进行比较,发生最大假想事故时,对公众和工作人员不需要采取服碘、隐蔽和撤离等应急措施,事故应急处于应急待命水平。     

基于DSP的CFBR-Ⅱ堆周期测量仪研究

针对CFBR-Ⅱ堆周期测量系统,引入DSP的新型数字化技术.采用TI公司的TMS320F2812 DSP芯片作为核心处理器,实现对CFBR-Ⅱ堆周期的测量.本文从硬件和软件两方面详细介绍了该周期测量系统的实现方法.     

CFBR-Ⅱ堆功率自动调节的DSP实现方法

针对CFBR-Ⅱ堆功率自动调节控制系统,提出了一套基于DSP的新型数字化控制方案.采用TI公司的TMS320F2812 DSP芯片作为核心控制器,实现对CFBR-Ⅱ堆功率的自动调节控制.本文从硬件和软件两方面详细介绍了该控制系统的实现方法.     

CFBR-Ⅱ堆脉冲产额超额定值事件概率浅析

简介了CFBR-Ⅱ堆结构、运行机理、固有安全性特点,列举了CFBR-Ⅱ堆可能发生的事故/事件类型。采用概率安全评价方法,计算了CFBR-Ⅱ堆脉冲产额超额定值事件发生概率,完成了底事件重要度的分析。     

CFBR-Ⅱ堆脉冲产额超额定值事件概率浅析

简介了CFBR-Ⅱ堆结构、运行机理、固有安全性特点,列举了CFBR-Ⅱ堆可能发生的事故/事件类型.采用概率安全评价方法,计算了CFBR-Ⅱ堆脉冲产额超额定值事件发生概率,完成了底事件重要度的分析.     

活化法测量CFBR-Ⅱ堆中子注量和中子能谱

采用活化法研究了CFBR-Ⅱ堆中子能谱、中子注量分布和辐照样品对中子场的扰动。建立了用于求解中子能谱的SAND-Ⅱ解谱程序。对实验结果的分析表明，活化法得到的中子注量率与裂变室得到的结果是一致的，辐照样品对中子能谱有一定的软化。     

CFBR-Ⅱ堆瞬发临界爆发脉冲波形参数测量

波形测量是爆发脉冲实验研究中最关键的一项参数测量工作。对CFBR-Ⅱ堆瞬发临界时爆发脉冲的动态全过程(功率范围:100W～1000MW)进行了实时测量,进而获得超瞬发反应性ρ0、2kW时刻t2kW、峰功率、半高宽、峰时刻、峰前裂变数等脉冲特征参数。采用6只灵敏度不同的快响应闪烁探测器、1只硼电离室结合并行多通道高速数据采集设备,实现了CFBR-Ⅱ堆爆发脉冲时的脉冲全波形测量。     

CFBR-Ⅱ堆瞬发临界爆发脉冲波形参数测量

波形测量是爆发脉冲实验研究的动态全过程(功率范围:100W～1000MW)进行了实时测量,进而获得超瞬发反应性ρ 0、2kW时刻t2kw、峰功率、半高宽、峰时刻、峰前裂变数等脉冲特征参数.采用6只灵敏度不同的快响应闪烁探测器、1只硼电离室结合并行多通道高速数据采集设备,实现了CFBR-Ⅱ堆爆发脉冲时的脉冲全波形测量.     

Rossi-α方法测量CFBR-Ⅱ堆瞬发中子衰减常数

瞬发中子衰减常数α是核系统的重要特征参数。简要介绍了点堆模型的α本征值定义以及Rossi-α方法原理,并利用研制的Rossi-α测量系统在CFBR-Ⅱ堆上开展了多个状态的α实验测量,获得了系列的次临界α实验数据以及缓发临界时的瞬发中子衰减常数αc,为相关实验提供了基准数据。     

Rossi-α方法测量CFBR-Ⅱ堆瞬发中子衰减常数

瞬发中子衰减常数α是核系统的重要特征参数.简要介绍了点堆模型的α本征值定义以及Rossi-α方法原理,并利用研制的Rossi-α测量系统在CFBR-Ⅱ堆上开展了多个状态的α实验测量,获得了系列的次临界α实验数据以及缓发临界时的瞬发中子衰减常数αc,为相关实验提供了基准数据.     

CFBR—Ⅱ堆反应性温度效应分析

根据单群微扰理论分析了CFBR-Ⅱ堆反应性温度效应,给出了CFBR-Ⅱ堆在稳态和脉冲两种运行工况下的反应性温度系数的理论计算公式,分析和讨论了影响CFBR-Ⅱ堆反应性温度系数的各种因素。结果表明：CFBR-Ⅱ堆稳态和脉冲反应性温度系数均为负值,其值各不相等;CFBR-Ⅱ堆稳态反应性温度系数取决于堆体的结构尺寸及材料组成、堆体各部件之间以及堆体与堆外环境之间的换热条件,与稳态运行功率无关;堆脉冲反应性温度系数在整个脉冲过程中近似为常数,其值取决于堆体的结构尺寸及材料组成。     

用252Cf源转换法刻度CFBR-Ⅱ堆功率

功率是CFBR-Ⅱ堆的重要基准数据之一,实验采用252Cf源转换法刻度功率。介绍了功率刻度的实验原理,并对测量结果进行了分析讨论。实验过程中充分考虑了能量“平响”、“点源”近似等因素对测量结果的影响,通过功率刻度获得了不同功率典型点对应的仪表指示,252Cf源转换法刻度功率的合成标准不确定为7%。     

CFBR-Ⅱ脉冲堆停堆过程物理分析

依据中子增殖规律,应用点堆模型动态方程分析了CFBR-Ⅱ脉冲堆停堆的物理过程,发现坪区功率与预加反应性无关,原因是缓发中子产生强度与中子增殖两个相反因素互相抵消。利用两套¹⁰B电离室分别测量获得了坪区功率和爆发脉冲后350 s内堆功率的变化。该堆停堆过程中功率变化为：坪区时3.5 MW,主安全块下降5 mm时209 kW,各部件外下限时4.8 kW,30 s时约60 W。     

CFR600假想堆芯解体事故钠泄漏量评估与计算

假想堆芯解体事故是一种概率极低,但理论上最为危险的快堆事故之一。在该事故过程中,堆芯解体会导致主容器中的钠冷却剂通过反应堆各组件的空隙中泄漏至安全壳。本文对示范快堆进行了泄漏途径分析,构建并完善主要流道通的模型,通过FLUENT进行了网格无关性检验与时间步长无关性检验,论证了数值计算的可靠性,并采用了一种较为精确的计算方案。计算得到单相流体条件下在1s内钠的总泄漏量为601.4kg,该结果是一个较为保守的结论。     

多堆事故近场区辐射剂量评价方法初步研究

多堆事故源项具有多点同时释放、直接照射更强、各厂房屏蔽效应及反射效应交织、放射性物质浓度计算更加复杂的特点。现有的辐射剂量评价方法及系统难以满足多堆事故近场区应急评估需求。研究表明近场区小尺度风场和大气扩散对应急人员受到的烟羽照射剂量影响较大,大气扩散模型不能忽略附近复杂地形、建筑物等因素影响。对我国主要核电基地反应堆分布情况及场址特点进行了分析研究,选取CFD作为多堆场址近场区流场计算模拟手段。"保守法"用于多堆剂量场叠加计算快捷,易于操作;"现实法"计算量相对较大,但精度更高。应根据应急需要,选取合理的剂量叠加计算方法。     

基于DSP的CFBR-Ⅱ堆周期测量仪研究

针对CFBR-Ⅱ堆周期测量系统,引入DSP的新型数字化技术。采用TI公司的TMS320F2812DSP芯片作为核心处理器,实现对CFBR-Ⅱ堆周期的测量。本文从硬件和软件两方面详细介绍了该周期测量系统的实现方法。     

气冷堆进水事故分析

气冷堆受工作环境或运行状态影响,可能发生其所特有且造成严重事故后果的进水事故。针对美国气冷堆S⁴堆设计方案,模拟分析在正常运行工况下冷凝器部分传热管破裂导致的进水事故,研究事故造成的正反应性引入、回路超压等事故后果。利用反应堆蒙特卡洛程序RMC计算进水过程中谱移吸收体材料Ir对反应性引入的影响,并利用自主研发的气冷堆系统分析程序HXRTRAN计算进水过程中的温度及布雷顿循环回路压强数据。结果表明,进水事故发生时,0.5 kg进水量将导致布雷顿循环回路的压强超过10 MPa,可能会造成更大面积的冷凝器管路破损并导致水二次灌入;同时进水将导致大量正反应性引入,若堆内燃料表面添加了谱移吸收体材料Ir,堆芯可在进水事故下自发降功率,当水蒸气量超过5 kg后,堆芯功率快速下降至额定功率的2.2%左右,并逐渐接近停堆。可见谱移吸收体材料Ir对于堆芯进水导致的正反应性引入具有显著的抑制效果。     

气体透平氦气模块堆的事故分析

气体透平氦气模块堆（ＧＴ－ＭＨＲ）标准题是国际原子能机构（ＩＡＥＡ）关于“高温气冷堆在事故工况下的热传输和余热载出”问题的合作研究计划（ＣＲＰ）的一部分。本文用ＴＨＴＥＲＭＩＸ程序计算了稳态和两类丧失强迫冷却事故瞬态的反应堆温度分布以及腔冷却系统（ＲＣＣＳ）的载热能力。计算结果表明,稳态及事故中燃料和压力容器的最高温度不超过安全限值,ＲＣＣＳ能够有效带出堆芯余热,保证反应堆安全。     

基于三极管的CFBR-Ⅱ堆辐射损伤常数测定

为获取CFBR-II堆与其他装置建立辐射损伤等效系数的实验依据,在CFBR-II堆稳态工况下开展典型三极管的辐射损伤常数测定工作。结果表明,硅三极管的辐射损伤常数在4×10-16～6×10-16 cm2之间;对于直流增益与中子注量的线性关系的适用范围,集电极注入电流可以拓展到300 mA。     

CFBR-Ⅱ堆典型辐照位置的中子能谱计算

建立基于MCNP程序的中子能谱及平均中子能量计算方法,模拟计算了CFBR-Ⅱ堆典型辐照位置的中子能谱及平均中子能量随空间位置的变化关系。结果表明,各典型辐照位置的中子能谱集中分布于0.05–3MeV(～90%);去耦盒与辐照孔道轴线上各点的平均中子能量随距离大致呈S形变化趋势,做辐照效应研究时要考虑能谱分布空间不均匀性的影响;去耦罩45°纬线圈到顶部较大范围内平均中子能量波动较小,是较理想的辐照区域。