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-4pcm/℃,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。

基于反应性温度系数的金属型脉冲堆波形计算

金属型脉冲堆的反应性反馈效应主要由热膨胀引起,本文在反应性温度系数的基础上建立了波形计算方法,该方法由蒙特卡罗中子输运程序、热力学计算程序和点堆方程3部分组成。首先由三维中子输运程序和热力学计算程序计算出热功率和反应性的耦合关系,然后将耦合关系代入点堆方程,即可求解出波形。采用该方法计算了Lady Godiva的波形,计算结果与LANL的实验结果一致。

CFBR-Ⅱ堆脉冲状态反应性温度系数测量

反应性温度系数是脉冲堆重要参数之一,采用一种特殊的方法测量了脉冲状态反应性温度系数。把脉冲的全过程分为峰和坪两个过程,根据Fuchs-Hansen模型知道脉冲峰过程的反应性减小量为系统初始超瞬发反应性的2倍,采用脉冲波形去坪的方法分离出峰过程贡献的温升,由此得到CFBR-Ⅱ堆的脉冲反应性温度系数αT=-0.002 02＄/K。

球床氟盐冷却高温堆中^6Li摩尔浓度对冷却剂温度反应性系数影响的研究

球床氟盐冷却高温反应堆作为第四代反应堆,选用2LiF-BeF2做冷却剂。2LiF-BeF2中含有微观吸收截面很大6Li核素,其摩尔含量会对冷却剂的温度反应性系数造成影响,因此研究6Li摩尔含量对冷却剂温度反应性系数的影响十分必要。本文以无限球床为计算模型,利用SCALE6(Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation)对不同6Li摩尔含量的冷却剂温度反应性系数进行研究。分析结果表明,当冷却剂中6Li摩尔含量占Li元素总量的0.005%时,冷却剂中6Li和7Li的宏观吸收截面大致相当;随着6Li摩尔含量的增大,冷却剂的温度反应性系数由负向正转变,并逐渐增大;基于四因子公式的分析表明,引起冷却剂的温度反应性系数由负变正的主要因素为热中子利用系数的变化。

PB-FHR堆芯活性区体积对冷却剂温度反应性系数影响的研究

氟盐冷却球床高温反应堆(Pebble Fluoride-Salt-Cooled High Temperature Reactors,PB-FHR)的冷却剂温度反应性系数与其堆芯活性区的几何尺寸有直接关系,研究选取7Li摩尔含量为99.995%的2Li F-Be F2做冷却剂,对冷却剂温度反应性系数与PB-FHR的堆芯活性区体积的关系进行定量分析。利用SCALE5.1软件对不同堆芯活性区体积的PB-FHR的冷却剂温度反应性系数进行了研究。分析结果表明:堆芯活性区体积越大的PB-FHR,冷却剂温度反应性系数越趋于正值,堆芯活性区体积越小的PB-FHR,冷却剂温度反应性系数越趋于负值。基于四因子公式的分析表明,逃脱共振俘获的概率、不泄漏概率和热中子利用系数在不同堆芯活性区体积的PB-FHR内的差异是影响冷却剂温度反应性系数差异的主要原因。

CFBR-II堆反应性温度效应分析

根据单群微扰理论分析了CFBR-II堆反应性温度效应,给出了CFBR-II堆在稳态和脉冲两种运行工况下的反应性温度系数的理论计算公式,分析和讨论了影响CFBR-II堆反应性温度系数的各种因素。结果表明:CFBR-II堆稳态和脉冲反应性温度系数均为负值,其值各不相等;CFBR-II堆稳态反应性温度系数取决于堆体的结构尺寸及材料组成、堆体各部件之间以及堆体与堆外环境之间的换热条件,与稳态运行功率无关;堆脉冲反应性温度系数在整个脉冲过程中近似为常数,其值取决于堆体的结构尺寸及材料组成。

温度相关核截面数据库在MCNP计算中的必要性研究

MCNP程序由于其几何模拟和核数据上的优越性,现在在反应堆的研究分析中已经得到较多应用。通过基准题的计算,定量地说明MCNP通过其自带的常温(294 K)下的核素截面数据库不能够对反应堆进行非常准确的计算(由于反应堆内各种材料/位置的温度不同),而且,它也不能够计算反应堆中与温度相关的量,如反应性温度系数。选用了一个带有不同温度下核素截面数据的MCNP输入格式的数据库,使用MCNP-4C对基准题进行了计算,发现计算结果与基准值符合得非常好。这说明通过使用不同温度下的核素截面数据库,MCNP可以准确计算温度系数和增殖系数等,从而说明在反应堆设计计算中制作不同温度下的核素截面库的必要性。

关于深燃耗堆芯的反应性测量

介绍了在实验性PWR堆上完成的深燃耗条件下测量反应性概况。用实验结论剖析了在国外核电站堆芯上应用噪声分析法对慢化剂温度系数作全燃耗期监测研究中出现的测量结果与常规方法相差2～5倍的现象。从测量公式和堆芯扰动模型图入手所作的分析结果说明,没有消除随燃耗不断增长的强自发裂变中子源干扰是产生差异的根本原因。事实说明:在多种噪声分析技术中,只有能够清除自发裂变中子源干扰的方法才能成功地应用于燃耗后堆芯的反应性测量。

噪声法测量临界装置温度系数实验研究

为了用噪声法测量核电站反应堆的负慢化剂反应性温度系数(MTC),本文在铀溶液临界装置上研究噪声法实验测量反应性温度系数αT,并与周期法测量的αT进行比较。结果表明,两种方法测量的αT趋势基本一致。由于铀溶液临界装置中溶液的反应性温度效应与核电站反应堆的慢化剂温度效应的机理相似,因此本文利用噪声法测量铀溶液临界装置的αT对于核电站反应堆利用噪声法测量MTC有一定的参考价值。

组件型熔盐堆燃料组件的设计研究

熔盐堆是第四代核反应堆的六种构型之一,具有良好的经济性和固有安全性。以球形包覆颗粒燃料元件为基本单元设计了可用于熔盐冷却高温堆的燃料组件,并在此燃料组件模型下构建了组件型熔盐堆堆芯,研究了组件容器材料的种类、密度、厚度以及球形燃料元件中包覆颗粒填充率、FLi Be熔盐中7Li富集度对无限介质增殖因数K_(inf)、冷却剂反应性温度系数(Reactivity Temperature Coefficient,RTC)、排空反应性(Void Reactivity,VR)的影响。结果表明,作为组件材料,碳材料明显优于碳化硅材料;提高包覆颗粒(Tristructural Isotropic,TRISO)填充率、7Li富集度有利于提高堆芯的中子经济性和安全性。

新型熔盐快堆的物理优化设计及^(99)Mo产量分析

为提高新型熔盐快堆的堆芯中子经济与安全性能,并利用^(235)U的裂变反应进行^(99)Mo同位素生产,应用SCALE6.1程序进行了堆芯几何参数优化,基于优化后的堆芯对^(99)Mo同位素的生产进行相关分析。结果表明:适当增加燃料元件半径、减小燃料栅元半径可提高有效增殖因子,同时降低冷却剂温度系数;当燃料元件容器壁厚为0.1 cm、燃料元件半径为3.5 cm、栅元半径为5 cm、活性区半径和反射层厚度分别为63 cm和100 cm时,堆芯运行寿期满足32个月,此时总反应性温度系数为−1.615×10^(−5)K^(−1),保证了堆芯的固有安全性;选最外层燃料元件作为^(99)Mo生产的燃料靶件可提高^(99)Mo的产量,当燃料靶件提取周期为7 d时,^(99)Mo出堆年产量达到6.25×10^(16)Bq,比活度为2.77×10^(15)Bq∙g^(-1)。

基于Dragon与Donjon程序的液态熔盐实验堆临界计算与分析

基于组件输运程序Dragon与堆芯节块法程序Donjon,对包含有上下熔盐腔室、控制棒、实验孔道与中子源孔道的液态熔盐实验堆堆芯进行了计算与分析,给出了液态熔盐实验堆不同组件的等效均匀化模型。根据液态熔盐实验堆特性将中子能群划分为5种少群能群结构,基于所划分的每一种少群能群结构,对单根控制棒与不同控制棒组插入堆芯后的有效增殖因数和控制棒价值进行了计算分析。结果表明,7群能群结构具有更好的计算结果。基于7群能群结构开展了堆芯径向与纵向功率分布,以及控制棒拔出后堆芯的温度反应性系数计算分析,其计算结果与MCNP5计算结果相近,证明了模型等效的合理性以及Dragon和Donjon程序对液态熔盐实验堆的适用性。

铀氢锆脉冲堆及其在科学技术上的应用

简述了我国铀氢锆脉冲堆的结构和特点及其在科学技术上的应用前景。

350MW环状模块式高温气冷堆平衡态物理可行性

在保证安全的前提下 ,提高环状模块式高温气冷堆(RMHTGR)的功率 ,以改善其经济性。选取 RMHTGR单堆功率为 35 0 MW,利用高温气冷堆物理模拟程序 VSOP对其平衡态进行了初步物理设计研究 ,计算并分析了有效增殖系数 keff、堆内燃耗分布、反应性温度系数、事故下余热排除等参数。结果表明 :堆在平衡态热态满功率和冷态下具有负的反应性温度系数 ,在失流事故下 ,堆内温度不会超过16 0 0℃。