快中子脉冲反应堆爆发脉冲时堆体应力分布的数值模拟

为分析爆发脉冲时堆体构件的应力响应,建立了基于中国第二号快中子脉冲堆(CFBR-Ⅱ堆)的一个二维模型。采用M.C(蒙特卡洛)方法计算了模型的相对中子注量分布,推导了代替动力学方程的热加载关系式,并将计算得到的中子注量分布与实测结果引入热加载关系式中,用有限元程序计算了已知热加载情况下的几种构件的应力分布。分析认为,由于该方法能准确描述模型的几何结构,并且计算中引入了实测结果,因此,对于结构复杂的模型其计算结果应比通常采用的耦合计算方法更为合理。

快中子脉冲反应堆应力测量的温度修正

简要介绍了快中子脉冲反应堆在脉冲工况下构件应力的产生机制,导出了基于球壳模型的应力-应变转换公式,提出了实测应变的温度修正模式。在CFBR-II快中子脉冲反应堆上进行了验证实验。结果表明:引进理论计算的温度修正系数可以有效地回避瞬时温升的测量和时间同步性要求,应力测量结果与理论计算结果的误差<25%。

基于CFBR-Ⅱ堆中子辐射场的硅整流二极管辐照效应试验研究

以中国第Ⅱ号快中子脉冲反应堆（CFBR-Ⅱ）为试验平台,采用高功率稳定和多注量点拟合的试验方法测定了典型硅整流二极管的中子辐照实验损伤常数,验证了硅整流二极管的中子辐射损伤规律。试验结果表明：以正向压降为观测效应参数的硅整流二极管对于CFBR-Ⅱ堆泄漏中子能谱的试验损伤常数在3～4×10^-15 V·cm^2范围,硅整流二极管正向压降随中子注量的变化近似遵从指数增长规律。

提高辐射场特定区域n／γ值初步实验研究

为满足用户抗辐射加固实验研究的需要，在中国第二号快中子脉冲反应堆上开展了提高特定区域内n/γ值初步实验研究。其中，n是待测辐射场中子注量，γ是相应辐射场的吸收剂量。