碘坑仿真研究

进行了船用堆停堆后碘坑情况的仿真,并和点堆模型计算数据进行了对比.结果表明,用三维双群堆芯物理计算模型对碘坑下启动进行实时仿真,比采用点堆模型更能满足工程仿真的精度要求,适用于碘坑仿真计算.

碘坑内启堆氙毒反应性研究

本文研究反应堆碘坑内的启动问题,导出了热堆在碘坑内启动时氙毒反应性、碘和氙浓度随时间变化的解析表达式。通过对所得解析解的计算分析,对碘坑内启动问题有了更全面、本质了解。反应堆停堆前的运行功率、碘坑内启动功率及启动时所处的碘坑内的位置等均将影响到启堆后氙毒反应性的变化规律,所处条件的不同可能导致完全不同的变化规律。另外,碘坑内启堆的时间对反应堆启堆时的安全也是1个重要的影响因素。本文所得结论对提高核动力船只的机动性和安全运行有一定的理论意义和参考价值。

中子倍增理论应用于碘坑仿真研究

采用中子倍增理论对碘坑仿真进行研究:首先,建立碘坑仿真模型;然后,将碘坑仿真模型对不同初始功率下反应堆突然停堆后的氙毒反应性变化进行计算,并将所得结果与点堆模型进行比较,计算结果表明,碘坑深度和初始功率呈线性关系;最后,将碘坑仿真模型应用于反应堆碘坑内机动性研究。本工作所得结论对反应堆安全分析和控制运行有一定的理论意义和参考价值。

研究堆碘坑反应性计算方法评价

采用WIMSD-4/CITATION程序和MVP BURN程序对某研究堆碘坑反应性进行计算,分析了调试期间反应堆碘坑测量值与前期设计阶段中理论计算值误差较大的原因。分析结果表明:WIMSD-4程序的燃耗库文件中135I和135Xe的衰变链缺失,裂变产物没有单独考虑35I,WIMSD-4程序不适用于停堆后的135I和135Xe的衰变计算。MVPBURN程序的建模和计算结果更适用于该研究堆,计算得到的平衡氙中毒反应性与实测值相对误差为1.94%,最大碘坑的计算值与实测值误差为0.408%。

HFETR碘坑后沿启堆临界棒位的估算

本文研究高通量工程试验堆(HFETR)在碘坑内启动反应堆的问题。首先根据反应堆在碘坑内启堆时碘(135I)和氙(135Xe)浓度随时间变化关系推导出了氙毒引入的反应性随时间变化的解析表达式;接着针对HFETR某炉段进行研究,并结合冷却剂温度效应、燃耗及停堆前的棒位,给出估算碘坑后沿启动反应堆的临界棒位的方法;最后基于MATLAB软件开发用于估算碘坑后沿启动反应堆的临界棒位的程序。

核电站碘坑中达临界操作分析

以国内某核电站#1机组100%功率跳堆试验后在碘坑中达临界的过程为例,介绍了碘坑中达临界的操作细节,并总结了碘坑中达临界操作,希望对核电站在碘坑中达临界操作有所帮助。

舰船用反应堆停堆氙毒特性仿真研究

结合船用堆的特点,对核电站反应堆正方形燃料组件堆芯仿真软件进行修改和移植,开发可用于研究船用堆非干净六边形燃料组件堆芯中毒碘坑的堆芯仿真软件。应用该软件,对燃耗为30 MW.d的某反应堆进行了碘坑仿真,并与点模型仿真结果进行了比较。结果表明:点模型的仿真结果偏小,用本软件进行仿真,平衡氙毒计算值与实测值间的偏差为-0.8%,最大氙毒计算值与实测值间的偏差为-4.3%,碘坑计算值与实测值间的偏差为-0.5%。本软件仿真结果符合实际运行规律和物理规律,因此,本软件可准确模拟碘坑中毒,对提高船用堆机动性和安全运行有重要的理论意义和应用价值。

西安脉冲堆额定功率运行考验和氙毒测量

介绍了西安脉冲反应堆(XAPR)稳态堆芯2MW额定功率72h连续运行考验的概况,给出了额定满功率运行条件下,堆厂房环境辐射剂量水平、平衡氙毒和碘坑反应性深度等测量结果。试验表明,XAPR本体及各工艺系统运行正常,综合性能达到设计要求,且芯体温度有较大的热工安全裕度。

西安脉冲堆氙、钐反应性分析

对西安脉冲堆裂变产物中毒进行了深入地分析研究。利用脉冲堆物理计算程序计算了西安脉冲堆在不同功率下停堆前后氙(135Xe)和钐(149Sm)反应性变化,得到氙毒和碘坑的计算值,并与实测值进行了比较。结果表明,理论计算值与实测值符合较好, 特别是碘坑值,二者只相差5.7×10-5。碘坑反应性值较小,不会影响启动,即西安脉冲堆停堆后,随时都可以安全启动。

CARR停堆后重启临界棒位预测

利用MVP-BURN程序计算了三种堆芯装载状态下,5〜60 MW功率水平时反应堆的碘坑形态。在确定了碘坑深度和棒栅价值关系的基础上,依托Visual C++6.0平台编写了快速查询程序。实验验证表明,本程序得到的预测临界棒位与实际棒位符合较好,它将为后续反应堆在碘坑中安全启动提供重要参考依据。

MJ TR允许停堆时间估算研究

岷江试验堆在运行每个炉次的后2段,到运行寿期的后几天,由于剩余后备反应性较小,为避免掉入碘坑进入被迫停堆时间,无法再次启动反应堆,本文对已经满功率运行2天后,对停堆影响反应堆重新启动的主要因素进行了分析,对允许停堆时间进行估算研究,并通过实际运行数据对其进行了验证,结果表明:本估算研究成果能够有效地指导反应堆的运行,具有较大的应用价值。

核动力厂堆芯毒性的单群点堆模拟及实验验证

为快速且精确地预测堆芯毒性,本文提出了一种通过特定的边界条件确定单群点堆模型参数,再通过单群点堆模型对堆芯毒性进行预测的方法。为验证该方法,以M310堆芯为例,对几种典型工况下的氙毒和钐毒变化进行模拟,并将模拟结果与更加精确的三维两群模型给出的结果进行对比;使用该方法对一起执照运行事件过程中堆芯毒性的变化进行了模拟,并将模拟结果与测量值进行对比。结果表明,模拟结果与测量值吻合很好;通过本文提出的方法,单群点堆模型能以较高的精度追踪压水堆堆芯毒性的变化。