临界实验装置水位外推达临界方法优化研究

带乏燃料的临界实验装置可用于开展乏燃料贮存相关的临界实验研究,考虑到其具有较高放射性,因此开展实验时最佳方法是水位外推达临界方法。目前该带乏燃料的临界实验装置尚未建成,遂使用与其堆芯结构、物理特性相似的铀棒栅轻水慢化临界实验装置开展水位外推达临界方法的模拟实验。在该实验中,由于水的屏蔽作用随水位上升不断加深导致无法得到正常的外推曲线。本文通过蒙特卡罗程序模拟外推过程,研究了中子源与探测器在不同的相对位置处中子计数率随水位变化的规律,给出了探测器与中子源的优化布置方案。此外,还提出一种以水位价值作为外推参数的外推方法,消除了水位高度外推时水位系数不均匀的影响,使得外推结果更准确。     

237Np/235U裂变截面比和俘获裂变截面比的测量与分析

在中国实验快堆（CEFR）中直接测量²³⁷Np的裂变截面和俘获截面较困难且误差很大,根据CEFR采用UO₂燃料的特点,可通过测量²³⁷Np/²³⁵U裂变截面比和俘获裂变截面比以获取²³⁷Np的相关数据。本文通过分析截面比的测量结果得到²³⁷Np的较重要数据,为后期在CEFR上进行²³⁷Np嬗变研究和²³⁸Pu生产提供了数据支持。     

硝酸浓度对临界安全的影响研究

在核燃料溶解过程中,通常使用硝酸对核燃料进行溶解。针对核燃料溶解过程中的临界安全问题,在中试厂核临界安全实验装置上开展了硝酸浓度影响效应临界实验,在保持核燃料溶液浓度不变的情况下改变硝酸浓度,完成临界实验。获取了核燃料溶解过程酸度影响效应临界实验数据,通过3种临界方法得到的实验数据相对误差平均值为0.068%。同时使用蒙特卡罗程序进行了模拟计算,临界实验测量结果与理论计算值的相对偏差平均值为0.39%。研究结果表明,随着硝酸浓度的减小,系统的反应性逐渐增大,因此燃料溶解过程中需考虑由于硝酸浓度变化引起的反应性变化情况,其对乏燃料溶解过程的临界安全具有较大影响,需引起高度重视。     

小型钠冷快堆装料方案研究

由中国原子能科学研究院设计的小型模块化钠冷快堆(简称M1),热功率为3 MW,作为一种封装核电源,采用模块化设计,在工厂进行装料,然后运输到厂址进行安装。考虑到工厂装料的特殊性和钠活泼的化学性质,采用一种新的装料模式——先装料后充钠。通过MCNP程序模拟计算,结果表明:根据M1的装料原则和核测系统,5批装料方案是合理的,同时充钠过程中堆内两个微型裂变电离室也可监测堆芯keff的变化。最终形成一套完备的小型钠冷快堆工厂装料方案,为其他小堆的装料提供启发和指导意义。     

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。     

小型移动式铅铋堆运输过程堆芯进水事故工况下临界安全问题研究

小型移动式铅铋堆由于在海岛、偏远地区等场景的应用需要,整堆运输的安全可行性成为必要设计目标之一。基于小型移动式铅铋堆自身特点,采用谱移吸收材料的反应性控制手段进行反应性控制方案研究,以确保整堆运输的临界安全。利用MCNP软件计算在运输过程、堆芯进水事故工况下表面涂覆不同厚度Gd2O3涂层的燃料芯块的有效增殖系数（keff）,其中涂层厚度为50μm时满足临界安全要求;分析加入谱移吸收材料后堆芯的燃耗特性、功率分布和传热,验证表明其不影响堆芯正常运行,确定了此种反应性控制方案的可行性。     

固定棒位法测量控制棒总价值

控制棒价值测量的准确度与效率对核电厂的安全性与经济性具有重要影响。在动态刻棒等反应性测量工作中,本底与中子源对探测器有显著影响,致使根据实测电流计算得到的反应性显著偏离真实值。基于点堆逆动态方程,通过对本底与中子源影响的分析,利用固定棒位状态下的测量数据计算反应性并得到控制棒总价值,给出了一种不受本底与中子源影响的简便的控制棒总价值测量计算方法,并在零功率实验装置上进行验证。结果表明,该方法可有效避免本底和中子源组件对反应性探测的影响,并简化了离线理论计算,其与周期法计算结果的相对偏差在1%以内。     

中国实验快堆核发热开始点试验研究

本文介绍了中国实验快堆（CEFR）核发热开始点测量试验的测量方法、试验过程及试验结果,给出了主泵转速为150 r/min的核发热开始点数据,为后续低功率试验提供参考。     

中国实验快堆中子能谱测量实验研究

中子能谱是反应堆的一项重要参数,在快堆中,中子能谱直接决定其增殖与嬗变性能。中国实验快堆是我国第一座钠冷快中子堆,需测量其中子能谱。本文利用活化法在堆芯两个位置进行辐照实验,利用解谱程序处理得到这两个位置的中子能谱。实验结果表明,两个位置的中子能谱与理论计算值基本一致。     

二次中子源在中国实验快堆上应用的初步可行性分析

为满足中国实验快堆(CEFR)物理启动的经济性需要,研究二次中子源替代堆内的~(252)Cf一次中子源的可行性。参照CEFR的相关参数及二次中子源产生中子的原理,设计了二次中子源。用MCNP程序模拟计算了二次中子源组件中~(123)Sb的(n,γ)核反应率和9Be的(γ,n)单核反应率,得出二次中子源组件在不同工况辐照下的源强,分析其在CEFR中应用的可行性。计算结果表明,在大多数工况下,所设计的二次中子源组件能满足CEFR的启动要求。本文所设计的二次中子源及计算结果可为CEFR二次中子源的应用提供参考。