基于快堆的钍资源利用展望

由于钍首先在反应堆内经过转换或增殖后变成易裂变核素。^233U才能得以真正利用，因此，选择合适的堆型和燃料循环方式来生产和燃烧。^233U是切实有效利用钍资源的关键问题。本文就基于快堆来分析几种由不同燃料驱动和不同堆型匹配方案形成的钍铀／钚燃料循环模式，探讨我国通过快堆利用钍资源比较合理的燃料循环路线。     

中国实验快堆核反应率分布测量试验研究

核反应率相对分布是中国实验快堆(CEFR)的重要参数,也是获取运行许可证的必要试验数据之一。利用专用试验组件,在CEFR首炉堆芯内特定的径向或轴向位置装入同种材料的探测箔片,经辐照后测量各箔片的感生放射性活度,计算其单核反应率,经归一化计算后得到CEFR堆芯的反应率相对分布曲线,此分布曲线与理论计算值比较,结果符合较好。     

中国实验快堆反应性温度系数理论分析和试验研究

利用CITATION程序对中国实验快堆（CEFR）反应性温度系数进行计算,同时与其他程序计算结果和实验测量值进行比较。CEFR反应性温度系数约为-4 pcm/℃,计算结果与实验值吻合较好。升温和降温过程的反应性温度系数测量误差约为11%,满足试验验收准则。测量结果可校核理论计算结果,同时为CEFR的安全运行和在换料情况下的反应性平衡分析提供参考数据。     

快堆燃料组件内精细功率分布的计算

堆芯热通道因子是堆芯热工设计及安全分析的一项重要参数,确定热通道因子需用中子学计算给出较准确的燃料组件内元件棒功率分布。在三维六角形几何节块扩散理论基础上,使用多项式重构的方法计算节块内中子通量密度分布和功率密度分布。针对快堆六角形燃料组件的特点,用小六角形积分的方法计算组件内元件棒功率,得到组件内各元件棒功率分布。在NAS程序基础上,编制了元件棒功率分布计算模块NAS PIN。通过与蒙特卡罗程序的校验可发现,二者计算结果符合较好,计算精度可满足工程设计的需要。     

CEFR组件替换反应性价值试验测量与计算分析

组件替换反应性价值定义为测量位置组件替换成相应组件时引入的反应性变化。中国实验快堆物理启动试验中组件替换反应性价值测量试验方案中,试验测量了8个典型位置,其中6个位置为燃料组件替换成不锈钢组件,另外两个为不锈钢组件替换成燃料组件。测量结果显示,燃料组件替换反应性价值由内至外依次减少,内圈燃料组件替换反应性价值约-980 pcm,外圈燃料组件替换反应性价值约-470 pcm,补偿棒棒组测量和单根补偿棒测量的结果差别微小。使用CITATION程序对试验方案进行了理论计算,结果表明,计算结果与实验值符合良好,检验了CITATION程序的工程设计实用性。     

中国实验快堆安全棒和补偿棒价值理论分析和试验研究

利用蒙特卡罗程序对净堆临界和运行转载冷态下的安全棒和补偿棒的单棒价值以及棒组价值进行理论计算,同时通过落棒法和周期法对安全棒和补偿棒价值进行试验测量。经比较可看出,试验值与理论值吻合很好,两者的误差在5%以内。计算结果表明,蒙特卡罗程序具有较高的计算精度,可为在后续大型快堆中的应用提供参考。     

钍在快增殖堆中利用的物理特性初步研究

随着核电在全球的迅速发展，解决核资源供应是一紧迫的问题。一方面需加大铀资源的勘探力度；另一方面需重视对钍等潜在核能资源的利用开发。     

中国实验快堆压力和流量反应性效应测量实验研究

在中国实验快堆(CEFR)物理启动过程中,对CEFR压力反应性和流量反应性效应进行了测量研究,并进行初步的误差分析。实验中堆芯反应性测量分别使用周期法和逆动态法。实验结果表明：CEFR压力反应性为正反馈,主容器覆盖气体压力从5 kPa升高至50 kPa过程中引入约+20 pcm反应性,升、降压力过程测量结果的相对偏差小于10%;CEFR流量反应性为负反馈,一回路泵转速从150 r/min升高至989 r/min过程中引入约-49 pcm反应性,升、降流量过程测量结果的相对偏差小于10%。周期法和逆动态法的测量结果符合较好。初步误差分析的结果表明,实验结果的测量精度主要由冷却剂温度测量的精度决定。     

中国实验快堆首次临界装料方案研究

本文对中国实验快堆的首次临界装料方案进行研究。分别给出首次临界装料方案的理论计算和试验结果,通过对比分析,对所采用的装料方案进行评价,同时对计算程序进行验证。研究结果表明,中国实验快堆物理启动过程中所采用的装料方案能顺利完成整个装料过程,满足试验要求,且理论计算结果与试验结果符合较好,说明选用的计算程序可用于中国实验快堆临界装料方案研究。