铀溶液核临界安全实验装置首次物理启动

介绍了用于核临界安全问题研究的铀溶液实验装置,给出了在活性区全水反射层情况下首次物理启动时的核燃料装料步骤。用外推法、内插法、功率稳定法实验测定的硝酸铀酰溶液的临界体积为20479.62mL,从而给出235U的临界质量为1579.184g。最后给出控制棒价值的实验刻度等。     

ADS次临界实验装置--启明星1#

文章介绍加速器驱动次临界系统（ADS）中次临界实验装置——启明星1#的设计目的、要求、结构和可开展的工作。启明星1#是由快中子能谱区和热中子能谱区耦合组成的堆芯和由高压倍加器氘-氚反应中子源来驱动的次临界系统。快中子能谱区处在堆芯内部，该区提供快中子谱，还可放大外中子源，以驱动热区；热中子能谱区处在堆芯外部，主要用来能量放大，以维持装置的链式裂变反应。     

铀溶液空泡效应模拟计算研究

空泡效应对于溶液核燃料系统的安全分析评价至关重要。针对铀溶液空泡效应模拟实验方案，采用半经验关系式分析了静止液体中气泡的形成过程，综合考虑了气泡所受的浮力、阻力、惯性力、表面张力和气体动量力的影响，预测了气泡的大小及运动速度。在此基础上，针对3种浓度的铀溶液，使用蒙卡程序进行了空泡效应的理论计算分析。     

核燃料溶液系统瞬态特性分析研究

在核反应堆乏燃料后处理主工艺流程中,核燃料通常以溶液状态存在,可能发生核临界事故。研究核临界事故的产生机理和事故源项,对预防事故发生、缓解事故后果、事故应急响应与医学诊治均具有十分重要的意义。本文采用点堆动力学方程结合二维热传导方程,开发了基于圆柱形溶液贮存容器的瞬态特性分析程序GETAC,利用该程序计算了法国SILENE瞬态实验装置模拟临界事故功率随时间的变化,得到了功率振荡在不同反应性引入大小、方式和有无外中子源等情况下的变化规律,计算分析结果与瞬态实验测量数据以及国外其他程序计算结果较一致。     

医用同位素生产堆零功率物理试验研究

中国原子能科学研究院于2007年初受中国核动力研究设计院的委托,为新型医用同位素生产堆（MIPR）技术研究进行了一系列零功率物理实验。实验包括：最小临界质量测量、控制棒微分、积分价值测量、临界棒位和后备反应性测量、停堆深度测量、温度系数测量、气泡效应测量。     

铀溶液临界装置热应力分析

铀溶液临界装置为夹套高架容器,其结构较复杂,三维尺寸大且不对称,采用ANSYS进行热分析时,如果采用完整的三维实体模型计算,其单元数据将非常庞大,普通台式机无法完成求解.为完成计算而又不使结果出现较大误差,必须合理有效地简化有限元模型.最终将受热影响较轻微的部分结构截掉,仅保留温度梯度较大的区域,且采用反对称的方法施加简化模型的边界约束.在简化计算模型的同时,保证了计算结果的可靠性,从而得到了满意的热应力结果.对于大尺寸不对称结构的热应力分析,根据结构载荷的具体情况合理简化模型,并有效施加边界约束显得至关重要.     

4 ADS次临界实验装置——启明星1#

加速器驱动的次临界系统（ADS）是嬗变放射性核废物、有效利用核资源及产生核能的装置。该系统包括中能强流质子加速器、外源中子产生器和次临界反应堆。当加速器加速的高能质子轰击重金属靶（如铅）时，与重金属靶核发生散裂反应，一个质子引起的散裂反应可产生几十个中子，用散裂产生的中子作为中子源作用于次临界反应堆上，次临界反应堆发生并维持链式反应，在一定功率下运行。因此，ADS概念一经提出就受到极大关注，被世界核能界公认为是目前解决大量放射性废物，降低深埋储藏风险的最具潜力的工具。     

基于蒙特卡罗均匀化理论与有限体积方法的溶液系统临界事故分析方法

基于蒙特卡罗均匀化理论与有限体积方法,建立了适用于瞬发临界事故分析的三维扩散时空动力学模型。将三维扩散时空动力学模型与非稳态传热模型、辐照裂解气泡模型耦合,对计算程序GETAC-S进行了升级,使其具备了对溶液系统任意几何与材料条件下的瞬态分析能力。使用国际上已有的瞬态装置TRACY的实验数据对GETAC-S进行了验证,结果符合良好。使用GETAC-S对日本的JCO临界事故进行了事故进程反演,证明GETAC-S具备了对复杂溶液系统下的临界事故后果进行评价与反演的能力,为核临界事故的预防、评估和屏蔽提供了理论支持。     

核临界事故报警仪阈值与有效作用半径的研究

针对国家标准GB 15146.9-1994中关于核临界事故报警仪阈值设置方法的不妥之处进行了修正和完善。通过计算不同核临界安全事故在“所关心的最小临界事故”下的源项参数以及不同屏蔽材料的屏蔽性能,得到修正后的核临界事故报警仪在实际应用中阈值与有效作用半径的确定方法。结果表明：不同裂变源项和不同屏蔽材料对报警仪阈值设置影响很大;在屏蔽材料研究的同时,必须考虑到次级光子的贡献。经修正后的报警仪阈值设置的计算公式将为报警仪在实际厂房中的应用提供一定的参考。     

利用测热技术测量核反应堆中子通量密度

一种新型中子探测器被研究,其原理是利用带电离子在矿物中沉积的能量退火时会以热量的方式释放出来,通过测量释放的热量而确定中子通量密度。对新型中子探测器进行刻度,在反应堆内某位置测量的热中子通量密度为5.108×10¹¹ cm^-2•s^-1,与标定的热中子通量密度(5.000×10¹¹ cm^-2•s^-1)在2%内符合,说明该探测器可测量中子通量密度。本文方法制作的探测器体积小,可制作成不同形状,便于反应堆不同环境下的中子通量密度测量。选取相应中子能量反应截面较大的元素,该探测器还可测量不同中子能量的通量密度。