微型反应堆卸料装置设计及可靠性分析

微型反应堆（简称“微堆”）低浓化及退役都包含乏燃料卸出的操作,而保证乏燃料安全卸出的关键设备之一就是卸料装置。现有的卸料装置在操作过程中会破坏微堆堆筒体密封性,并且无法恢复,但微堆低浓化后还需利用原有堆筒体进行装料运行,所以本文在此需求的基础上设计了一套新型的卸料装置,可在不分离筒节、不破坏筒体完整性及密封性的前提下完成卸料操作。新设计的卸料装置包含卸料操作工具和辅助机械装置两部分。卸料操作工具通过小盖开口即可实现燃料组件的抓取,实施吊装。卸出的微堆乏燃料具有很高的放射性,卸料操作工具配合辅助机械装置,可实现远距离起升平移的操作,这种设计便于屏蔽,同时可有效降低工作人员所受辐射剂量。对该卸料装置进行计算和可靠性分析,结果表明其强度远大于实际使用载荷,安全可靠,能较好地满足微堆使用需求。新型微堆卸料装置具有经济性好、易制备、易操作的特点,下一步将在国内外微堆低浓化卸料或退役中推广应用。     

医院中子照射器热中子束能谱特性研究

医院中子照射器是我国建造的第1座用于医疗目的的微型反应堆,已于2009年12月7日首次达临界,2010年1月22日达到满功率运行。在治疗前,需测量出口处的中子通量密度及能谱等参数,为后续实验提供依据。本文用MCNP建立医院中子照射器模型,得到能谱计算值。选用金箔活化法测量绝对中子通量密度,多箔活化法测量中子能谱,用SAND-Ⅱ程序解谱,并将实验结果与计算结果进行了比较。     

可逆比热容法测量反应堆中子注量率的可行性及应用前景

热分析仪器和测量技术的迅速发展为通过测量受辐照材料热性质的变化测量中子注量提供了可能。本文提出采用调制差示扫描量热（MDSC）法测量反应堆辐照的含硼材料可逆比热容的变化,进而得到反应堆的中子注量率。从理论和实验两方面讨论了利用该方法测量反应堆中子注量率的可行性。介绍了可逆比热容法测量反应堆中子注量率的原理和实验方法。展望了这种测量方法在测量高注量反应堆中子注量率的应用前景。     

微型反应堆宽量程电流数据采集系统

设计了1套用于微型中子源反应堆(简称微堆)中子信号的宽量程微电流数据采集系统,用于微堆物理实验的监测。系统中使用具有极低偏置电流的斩波稳零运算放大器作为主放大器、数据选择器作为增益切换的主要器件、C8051FXXX系列片上系统(SoC)中的020作为ADC和控制芯片。其电流检测范围为10-11～10-6 A,分为6个量程,各量程间自动切换,能通过串口与PC通讯。在原型微堆上验证了设计的正确性。     

改进的源倍增方法测量控制棒价值

该文给出了改进的源倍增方法测量控制棒价值的原理,在高富集度235 U燃料元件转换为低富集度235 U的微型中子源零功率反应堆上进行研究,实验测量微型中子源零功率反应堆中心控制棒的价值,与周期方法相比在2%内符合,但减少了测量时间。该方法为今后加速器驱动次临界系统ADS的次临界在线监督提供一种可能的方法。     

微型反应堆乏燃料专用运输容器研制

针对微型反应堆乏燃料运输容器设计了专门用于装载微堆乏燃料的组件。容器由屏蔽容器和吊篮组成,外部尺寸为540×831 mm,主要屏蔽材料为铅,主要结构材料为不锈钢。采用ORIGEN2计算最大源强,使用MCNP模拟计算容器表面及距离1 m处剂量率水平。屏蔽实验和实际测量结果表明,容器装载乏燃料时辐射水平小于通常的剂量约束值,也低于GB11806-2004对工作人员的剂量限值,符合微堆乏燃料安全运输的实际需求。     

济南微堆退役场址的终态检测

采用γ谱测量和低本底β谱测量的方法对济南微堆退役场址中¹³⁷Cs、⁶⁰Co、⁶⁵Zn和⁹⁰Sr的放射性水平进行了终态检测。所有样品中均未检测出⁶⁵Zn;水池中⁶⁰Co的最高值在原堆芯正下方的池底,达49.3 Bq/kg,由中子活化而产生;其他检测单元中,¹³⁷Cs、⁶⁰Co和⁹⁰Sr的最高值分别为5.7、6.8和8.1 Bq/kg,分别出现在运输通道、堆厅和土壤中,这些核素可能为退役活动污染所致。检测结果表明：所有样品的放射性水平均低于基于年有效剂量为10 μSv所导出的清洁解控水平和可接受水平,其中大部分样品接近本底水平。检测方法对¹³⁷Cs、⁶⁰Co和⁶⁵Zn的探测下限分别为1.1、1.0和1.3 Bq/kg,检测结果的不确定度小于33.0%,标准物质GBW08304a的测量值与标准值的相对偏差小于3%。     

济南微型中子源反应堆退役的放射性核素调查

对济南微堆反应堆容器上筒节、水池材料、水净化树脂及废物现场取样进行放射性核素调查,并详细介绍了对水池材料的调查。被调查的材料中放射性核素主要包括⁶⁰Co、¹⁵²Eu、¹³⁷Cs和⁵⁴Mn,反应堆容器正下方的池底材料中放射性核素活度浓度较高。调查结果表明：反应堆容器上筒节、堆水净化树脂及废物均为低放废物,部分水池材料也应作为低放废物进行剥离。调查采用标准物质GBW08304a进行质量控制,测量值与标准值在±15%内一致。     

医院中子照射器物理启动

医院中子照射器是专门用于硼中子俘获治疗的核装置。在堆芯相对两侧,设有热中子束流和超热中子束流用于治疗,另外,在热中子束流内引出1条热中子束流用于病人血硼浓度测量。本文介绍其物理启动的6个实验,实验结果表明：满功率最大运行时间为12 h,最终后备反应性为4.2 mk,满功率运行时各工艺房间辐射水平满足设计辐射分区要求,4.2 mk反应性释放实验证明医院中子照射器具有固有安全特性。     

医院中子照射器中子束流出口处热中子注量率的测量

医院中子照射器是基于微型反应堆而设计的专门用于硼中子俘获治疗（BNCT）的核反应堆装置,其额定功率为30 kW。在堆芯相对两侧分别设有一条热中子束流和超热中子束流用于病人照射,在热中子束流内引出一条实验用热中子束流,用于瞬发γ法测量病人血硼浓度。本工作利用²³⁵U裂变靶和白云母探测片测量了热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子绝对注量率。结果显示,在30 kW额定功率运行时,热、超热和实验用热中子束流出口处的热中子注量率分别为1.67×10⁹、2.44×10⁷和3.03×10⁶ cm^-2•s^-1。以上结果达到了BNCT设计要求,并能满足瞬发γ测量血硼浓度的要求。