微型中子源堆低浓化堆芯的探讨

通过对２３５Ｕ富集度为１９．９％的ＵＯ２和Ｕ３Ｓｉ２－Ａｌ的弥散体２种燃料进行物理计算，从中筛选出了优化的堆芯方案，并对其静态物理参数，诸如有效倍增因子、绝对中子通量密度、上铍反射层反应性价值、反应性温度系数、控制棒价值等进行了计算。     

铀氢锆燃料成分对堆芯物理性能影响的分析

主要分析Ｈ／＾２３５Ｕ原子比对临界质量的影响，铀在铀氢锆中所占重量百分比对瞬发负温度系数的影响、＾２３５Ｕ富集度对负温度系数的影响以及铀氢锆燃料中杂质含量对有效增殖因子的影响，并地结果进行了讨论。     

富集同位素用于长循环堆芯可燃毒物的中子学分析

长循环堆芯候选弥散型可燃毒物Sm_2O_3、HfO_2、Dy_2O_3、Eu_2O_3及Er_2O_3在寿期末具有一定残留,影响燃料经济性。从反应性补偿角度对寿期初引入负反应性、寿期内消耗速率和寿期末反应性残留3方面研究分析了富集同位素~(149)Sm、~(177)Hf、~(164)Dy、~(151)Eu、~(167)Er用于可燃毒物的可行性。研究表明采用富集同位素作为可燃毒物有一定优势:同位素富集后,弥散型可燃毒物装量下降,降低了对燃料芯块性能的影响;寿期内反应性曲线更加平缓,有利于反应性控制;寿期末可燃毒物残留有较大改善,提高堆芯燃料经济性。     

高功率研究堆低浓化物理特性研究

应用ＦＧ２ＤＢ两维两群扩散燃耗程序和带６９群中子截面库的ＣＥＬＬ栅元少群参数程序，对高功率研究堆低浓化堆芯进行了物理计算。ＬＥＵ燃料元件的铀密度为３．６－７．２ｇ／ｃｍ３，包壳厚度为０．３８－０．５６ｍｍ。结果表明：改变燃料芯体铀密度或厚度在物理上相当；各堆芯方案的控制棒价值等运行安全有关参数都可以接受。部分计算结果被拟合成线性或二次关系式以便于应用。给出了各堆芯的最小临界值、剩余反应性、运行寿期、快热中子通量和积分通量等物理参数。分析这些参数后指出：当Ｕ－２３５含量提高２０％或更多时，ＬＥＵ堆芯与ＨＥＵ堆芯的主要物理性能相近，这时快中子通量几乎不受影响，热中子通量的下降率近似正比于元件Ｕ－２３５含量增加率。但由于ＬＥＵ堆芯运行寿期的延长，对一般同位素生产与燃料元件辐照考验不会有明显影响。     

燃料元件厂可燃含铀废物γ扫描装置

文章描述了燃料元件制造厂可燃含铀废物的γ扫描装置和无损分析刻度方法，采用４个高效率ＮａＩ（Ｔｌ）探头系统对已包的废物进行旋转γ扫描。系统包括多路讯号线性混合、多道缓冲存贮存和计算机获取和能谱处理硬件和软件。当废物包中＾２３５Ｕ的含量为０．０１５ｇ时，１８５ｋｅＶ峰面积与本底面积之比为０．４１。１０ｍｉｎ测量灵敏度计算值为１０ｍｇ＾２３５Ｕ。在１－２６．４ｇ＾２３５Ｕ动态范围内，１０ｍｉｎ测量峰面积     

AC—600堆芯设计

本文叙述了 AC-600的堆芯核设计、热工水力和屏蔽设计.为了改善燃料利用和提高反应堆的安全性,在堆芯设计中,采用了低功率密度堆芯、较大的负反应性温度系数、机械谱移控制、钆可燃毒物、灰棒及不锈钢反射层等先进技术。     

空间核热推进粒子球床堆堆芯设计参数敏感性分析

基于空间核热推进(SNTP)粒子球床堆的物理模型,研究了控制鼓外径与反射层厚度、10 B富集度及厚度、栅径比与高径比、燃料球体积填充率等对粒子球床堆堆芯设计参数敏感性的影响。结果表明:反射层厚度取决于控制鼓外径的选择;10B富集度及厚度对堆芯可控性影响较小;对于所选堆芯,存在最优栅径比,增大堆芯高径比可增加堆芯径向中子泄漏率,进而提高控制鼓的控制价值;随着燃料球体积填充率的增大,堆芯keff增大,中子泄漏减少,能谱变硬,燃料球体积填充率的变化对堆芯轴向、径向中子注量率不均匀因子影响较小。本文研究结果对粒子球床堆堆芯设计参数的选择具有指导意义。     

HTR-10进气事故下堆芯石墨腐蚀分析

热气导管的双端断裂事故是１０ＭＷ高温气冷堆（ＨＴＲ－１０）的假想极限事故,该事故喷放阶段结束后,在气体扩散和浮升力的作用下,堆舱中的空气通过破口进入堆芯,并在堆芯流道和堆舱组成的回路中慢慢形成自然对流,从而引起进气事故。为了分析堆芯石墨的腐蚀情况,本文首先对ＨＴＲ－１０堆芯结构作了简化处理,然后计算了堆体简化流道内气体自然对流的质量流量、固相和气相的温度、石墨的腐蚀率、石墨的腐蚀总量以及燃料元件经腐蚀后的裸露率。这些计算结果表明,即使在该极限事故下,ＨＴＲ－１０仍有很好的安全特性。     

秦山核电二期工程堆芯核设计

秦山二期核电厂反应堆堆芯核设计吸取了近年来压水堆电厂先进的设计思想，采用低线功率密度堆芯，提高了堆芯的安全裕度，不同富集度的燃料组件和可燃毒物的合量布置，改进了堆芯的物理特性，采用ＯＵＴ－ＩＮ，四分之一换料方式提高了燃产利用率，卸料比燃耗达到３５ＧＷ．ｄ／ｔ（Ｕ），同时满足了年换料制的要求。采用了先进的和经过验证的计算方法和计算机程序。这些程序受了大亚湾和秦山核电厂数据的设计检验，因而提高了设计的     

超临界水冷堆可燃毒物设计与分析

在超临界水冷堆中,为了减少控制棒的使用,采用加入可燃毒物的方式控制初始剩余反应性。目前广泛采用的是稀土氧化物弥散在燃料中的整体型可燃毒物设计。通过对比4种常用的稀土氧化物,选择Er₂O₃作为可燃毒物材料。分析了不同可燃毒物布置方案对组件性能的影响,在不同可燃毒物含量下对组件安全性进行了评价。分析了可燃毒物对堆芯性能的影响,发现加入可燃毒物有利于降低堆芯径向功率峰,但会增大轴向功率峰并使其往堆芯顶部偏移。通过对该现象的分析,提出了降低堆芯底部温度和增大轴向富集度梯度的改进措施。计算结果表明,优化后的堆芯轴向功率峰明显降低,从而降低了最大包壳温度。     

ADS铅冷却剂临界装置堆芯物理设计

为研究加速器驱动次临界反应堆系统(ADS)次临界堆芯与靶的耦合特性,以验证设计方法和计算程序,本文构建了ADS特有的快中子谱、较高能量放大系数及负温度系数的铅冷却剂临界装置堆芯,以用于开展不同富集度燃料特性、不同外源能谱与强度条件、不同实验样品的反应性影响、中子源与堆芯耦合特性等实验研究。确定了燃料元件构造、靶区结构、堆芯布置、反射层结构与价值、安全控制及反应性价值等物理参数,为下一步ADS铅冷却剂临界装置研制及实验研究提供了工程实施依据。     

医院中子照射器反应堆实验研究

医院中子照射器是专用于硼中子俘获治疗的核装置,所用反应堆功率为30 kW,采用~(235)U富集度为12.5%的UO_2为燃料,金属铍反射层,轻水为慢化剂和冷却剂.堆芯产生的热量靠自然循环冷却.在反应堆堆芯相对两侧分别设置了热中子束流和超热中子束流,用于治疗患者.在微堆零功率实验装置上,完成了临界质量、控制棒效率、上铍反射层效率及其它部件反应性的测量,确定了最终燃料元件的装载,为工程物理启动提供实验数据.     

熔盐冷却空间堆的初步中子学设计

空间核反应堆(Space Nuclear Reactor,SNR)电源在深空探索中具有重要优势而受到国内外的广泛关注。与传统液态金属、气体和热管冷却方式不同,熔盐冷却剂可溶解裂变材料并具有良好的传热性质,因此可作为SNR方案中的冷却剂。基于国内外SNR设计方案,利用SERPENT蒙特卡罗程序和ENDF/B-Ⅶ.1数据库进行了基于熔盐冷却的空间堆方案的初步中子学设计,研究了不同燃料、包壳材料以及棒间距对燃料棒k_(inf)的影响,以及不同熔盐冷却剂组成、反射层材料对SNR堆芯k_(eff)的影响,最终给出一种基于氟化盐~7LiF-BeF_2-UF_4(66.4-32.7-0.9 mol%)冷却UC燃料(质量分数为80%的~(235)U)的SNR初步堆芯方案。结果表明:燃料棒k_(inf)与燃料棒材料密切相关,且随燃料中235U富集度的增大、棒间距的减小而增大,不同的熔盐冷却剂、反射层材料对堆芯k_(eff)有较大影响,但冷却剂中UF_4的~(235)U富集度对堆芯k_(eff)不敏感。     

CPWR640堆芯核设计

中国６００ＭＷ核电机组ＣＰＷＲ６４０先进反应堆的特点是采用先进燃料组件,低功率密度堆芯,长循环低泄漏燃料管理方式,由钆可燃毒物补偿堆芯后备反应性,本文介绍了ＣＰＷＲ６４０反应堆的核设计准则,堆芯特性与主要参数,并给出了堆芯核设计的主要计算机程序,计算结果及分析。     

浓缩铀诱发免疫细胞凋亡的形态观察及IL—2和IL—6的 …

对浓缩铀＾２３５Ｕ内照射人淋巴细胞白血病细胞株Ｍｏｌｔ－４细胞和巨噬细胞株Ａｎａ－１细胞诱发的细胞凋亡及细胞因子的防护作用进行了研究。实验中估算了＾２３５Ｕ在不同阶段培养细胞中的辐射累积吸收剂量。通过荧光显微镜形态观察，发现免疫细胞在受＾２３５Ｕ辐照后，可诱发明显的以核断裂和核固缩为特征的细胞凋亡。     

原型微堆低浓化初步研究

利用蒙特卡罗计算程序,对高浓铀为燃料的原型微堆的有效增殖因数、控制棒价值、上铍反射层价值以及辐照座内的中子注量率等参数进行了计算。将计算值与实验结果进行了比较,两者基本相符。在原型微堆堆芯尺寸保持不变的情况下,将堆芯燃料元件芯体用富集度为12.5%UO₂替换UAl和用锆包壳替换铝包壳,对堆芯燃料低浓化方案进行了计算,给出了方案的计算结果。并利用RELAP5程序计算了原型微堆低浓铀堆芯阶跃引入4.0 mk反应性情况下反应堆的相关参数。     

10MW高温气冷堆燃料元件装卸系统的控制系统设计

１０ＭＷ高温气冷实验堆（ＨＴＲ－１０）是一座球床型反应堆，燃料元件的装卸和循环不需要停堆，由燃料元件装卸系统自动实现。为保证ＨＴＲ－１０的正常运行，燃料元件装卸系统必须安全可靠运行。为此，控制系统根据ＨＴＲ－１０燃料装卸系统热实验装置控制系统的设计和运行经验，采用了欧姆龙（ＯＭＲＯＮ）Ｃ２００Ｈ可编程控制器（ＰＬＣ）作为核心部件。本文介绍了控制系统的设计方案、控制过程和ＰＬＣ控制的特点以及用其实现     

浓缩^235U诱导免疫细胞凋亡的电镜和琼脂糖凝胶电泳研究

研究了浓缩＾２３５Ｕ内照射诱发人淋巴细胞白血病细胞株Ｍｏｌｔ－４细胞和巨噬细胞株Ａｎａ－１细胞白细胞凋亡，估算了浓缩＾２３５Ｕ在不同阶段培养细胞中的辐射累积吸收剂量，通过电镜对免疫细胞的形态观察，发现Ｍｏｌｔ－４和Ａｎａ－１细胞在受＾２３５Ｕ内照射作用下的呈现核染质边聚，ＤＮＡ链断裂和膜包裹的凋亡小体形成，对Ｍｏｌｔ－４和Ａｎａ－１细胞的ＤＮＡ抽提，进行ＤＮＡ琼脂糖凝胶电泳也显示是梯状条带形成的细     

PWR堆芯中弥散型可燃毒物的燃耗特性研究

在压水反应堆(PWR)堆芯核设计中,通常采用可燃毒物来补偿反应性和展平功率分布。对于长寿期堆芯设计,可燃毒物的消耗和燃料燃耗的匹配研究更为重要。利用基于蒙特卡罗方法开发的堆芯燃耗计算程序(MOI)对天然元素、人工核素、可溶硼等多种弥散型可燃毒物进行燃耗特性分析。结果表明锕系可燃核素231Pa、240Pu等弥散型可燃毒物可用于长寿期PWR的设计。     

放化法测定^126Sn的半衰期

＾１２６Ｓｎ的半衰期值迄今有准确测量过，文献值 约１０＾５ａ。用放化法从反应堆辐照过的＾２３５Ｕ靶中分离出＾１２６Ｓｎ，用ＨＰＧｅ－Ｓ９０多道分析器测量它的活度；以裂变监测核＾９０Ｓｒ、＾１３７Ｃｓ计算Ｕ靶中发生的裂变数。