HFETR堆芯及φ63辐照孔道γ释热研究

采用蒙特卡罗方法对高通量工程试验堆堆芯内的γ释热分布进行了详细的计算分析和研究,并对堆芯内φ63辐照孔道在不同状态下的γ释热分布进行了详细准确的研究。计算结果表明:堆芯内γ释热功率为3.29MW,燃料元件功率62.8MW,分别占堆芯总功率(70MW)的4.7%和89.7%;3个φ63辐照孔道内单位质量介质γ释热率分别为:G7孔道为3.016W/g,P12孔道为3.733W/g,P15孔道为3.627W/g。本研究为HFETR堆芯及各组件的热工安全分析提供了必要的数据,保证了反应堆的安全运行,节约了反应堆的运行成本,提高了反应堆的经济性。

SPRR-300反应堆辐照孔道中子注量率的MCNP程序计算

利用MCNP程序的重复几何结构功能,对SPRR-300的堆芯几何结构进行了简化处理,建立了该堆辐照孔道中子注量率分布计算的数学模型。计算值与实验值的比较结果表明,二者符合很好,验证了本文建立的数学模型的合理性和可行性。

HFETR堆辐照孔道释热率测量装置研制

为解决HFETR堆中心孔道活性区相关材料释热率的测量问题,开展了释热率测量装置的研制。在研制过程中,基于量热法的基本原理,辐照孔道的结构限制和反应堆的要求,进行了测量装置结构设计、强度校核和热工分析。测量装置组装完成后,在HFETR堆G07孔道开展了测量试验,同时测得了321不锈钢、6061铝合金和Zr-4合金三种材料在HFETR堆活性区450mm和750mm处的释热率。试验结果显示:测量装置在测量过程中运行稳定可靠,满足HFETR堆安全运行要求;量热计结构小巧紧凑,可同时测量多种材料的释热率;量热计模块化设计,安装于测量装置的不同轴向位置,可同时测量辐照孔道不同轴向位置的释热率;测量结果较好地体现了释热率与堆功率、测量位置的相关性,测量结果可靠有效。

HFETR辐照孔道内中子注量率敏感性分析

精确确定辐照孔道内样品中子注量率分布是开展辐照实验设计的基础,本文对HFETR辐照孔道中子注量率分布的重要影响因素进行了敏感性分析。结果表明,辐照孔道之间的影响随着孔道间距离的增大而减小,距离最近的孔道影响可达8%;考虑所有燃耗步求得的样品中子注量比只考虑中间燃耗步的更精确,两者偏差随着辐照注量的增加而减小,最大偏差达6%;孔道周围燃料元件轴向燃耗均匀分布与近似余弦分布时的样品中子注量率偏差达4%,后者计算精度提高约45%;考虑计算效率和计算精度,计数栅元高度取1.5~2.5 cm较为合适。

辐照孔道液位测量方法探讨

采用液态靶件辐照生产同位素时,需要对辐照孔道内料液的液位进行长时间、稳定地监测,并发出电信号以便系统及时对料液进行补充或抽取。经调研,目前市面上还没有一种液位计或传感器能够满足对处在强辐照环境下的狭小密闭的辐照孔道内料液进行测量的要求。为解决辐照孔道内料液液位测量的问题,根据辐照孔道的特殊结构与辐照孔道所处的环境及料液本身的特点,结合辐照生产同位素的工艺要求,提出了基于料液导电性、电阻定律、气体不溶性并结合气动技术3种不同原理的液位测量方法,并对每种液位测量方法的原理和特点予以介绍分析。这3种液位测量方法均切实可行,能够长期、稳定地对辐照孔道内料液的液位进行测量,其中一种已经成功应用于工程实际。

用MCNP程序计算水平辐照孔道屏蔽

研究堆中水平辐照孔道用以从堆芯附近引出高能中子流。由于水平辐照孔道的几何形状比较复杂 ,采用两维输运计算模型将会引入较大的误差 ;同时 ,在计算过程中由于粒子穿行的距离比较长 ,所需的计算时间也是很大的。讨论了如何用 Monte Carlo方法的 MCNP程序进行水平孔道的屏蔽计算 ,引入了分段 -衔接计算方法 ,着重介绍了与 MC-NP的接口和表面源的设置问题。计算结果表明 ,分段 -衔接的 MCNP方法能够大大的改善 Monte Carlo方法的抽样 。

HFETR辐照孔道中子特性研究

采用蒙特卡洛(MCNP)程序对辐照孔道中子特性进行研究,包括各辐照孔道E>1.0 Me V时的中子注量率(φE1.0 Me Vf(29))与E>0.625 e V时的中子注量率(φE0.625 e Vf(29))的比值k,辐照孔道阳面、阴面样品中子注量率比值,辐照孔道样品最佳布置高度。研究结果表明:高通量工程试验堆(HFETR)辐照孔道k值随轴向和径向变化不同,但平均变化程度一致;9#孔道阳面、阴面材料快中子注量率比值达1.43,而G7、K11孔道阳面、阴面材料快中子注量率比值相对较小,分别为1.21和1.18。综合考虑,对于P15孔道,辐照试验段样品布置区的高度可达500 mm;对于9#孔道,样品布置高度可适当增至600 mm。

堆内辐照在线产氚氦冷陶瓷氚增殖剂包层球床组件热工流体力学计算分析

在研究堆内进行辐照在线产氚试验是ITER计划专项国内配套研究项目之一。本工作主要针对研究堆内辐照氦冷陶瓷氚增殖剂包层(简称陶瓷)球床组件的试验技术要求,评估辐照陶瓷球床组件设计方案的可行性。通过对不同的陶瓷球床组件结构参数和组件在堆内的不同辐照位置,进行热工流体力学设计计算,得到满足要求的入堆辐照陶瓷球床组件设计方案。

MJTR硅单晶辐照技术改进研究

为了具备8 inch(1 inch=2.54 cm)硅单晶辐照生产能力,同时进一步提高硅单晶辐照质量,对岷江试验堆(MJTR)硅单晶辐照技术进行改进研究。通过在辐照孔道增加中子屏布置改善硅单晶辐照的不均匀性,在辐照孔道外增加反射层布置提高辐照孔道热中子注量率,满足了8inch硅单晶辐照要求;同时对硅单晶辐照操作工艺进行优化设计,并对半自动辐照控制工艺进行了设计改进。硅单晶辐照技术改进后,每罐硅操作时间缩短了一半左右,辐照罐数可增加2%,辐照生产效率提升显著。

HFETR材料辐照精细中子注量率谱研究

采用蒙特卡洛程序(MCNP)模拟计算高通量工程试验堆(HFETR)典型辐照孔道内样品精细中子注量率谱,包括轴向、径向中子注量率谱及172群中子能谱,分析其特点和变化规律,同时比较辐照孔道填充不同材料时的中子能谱。结果表明:不同孔道辐照相同材料及同一孔道辐照不同材料时,所得的能谱分布趋势和特点比较一致。在高能区,中子能谱近似为于裂变中子谱分布;在慢化能区,近似为费米谱分布;而在热能区,近似为麦克斯韦谱分布。

新型熔盐快堆中辐照熔盐靶件生产^(238)Pu的物理分析

以氯化物熔盐为靶基质对新型熔盐快堆中^(238)Pu的生产进行了分析,使用SCALE6.1(Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation Version 6.1)程序,对比了不同靶基质与靶件半径在^(238)Pu生产中237Np的转换率与利用率,分析了反射层的能谱分布、不同位置辐照孔道的237Np反应截面、靶件插入对堆芯反应性的影响以及生成^(236)Pu杂质浓度,并计算了^(238)Pu的纯度及产量随辐照时间的变化。结果表明:NpCl_(4)纯盐靶基质的^(237)Np转换率较高,减小靶件半径可提高^(237)Np利用率;远离堆中心位置的辐照孔道热中子份额较高,且靶件插入对堆芯反应影响较小;辐照孔道内靶件的^(236)Pu浓度可减小至1×10^(−7)以下,^(238)Pu纯度超过98%;当辐照周期为40 d时,^(238)Pu年产量为0.8 kg,^(237)Np转换率为99.4%。

氢弹聚变材料如何制备

2015年9月15日,朝鲜原子能研究院负责人宣称,宁边所有核设施均已重启并开始正常运转。对此,韩国《中央日报》17日分析,朝鲜可能正尝试从宁边核反应堆中提取制造氢弹所需的材料氚,以满足第四次核试验的需要。其根据是：美国核裁军研究机构＂科学与国际安全研究所＂对宁边核设施的最新卫星照片进行研判后表示,＂已经确认朝鲜在5兆瓦核反应堆中设置了辐照孔道,可以通过这一辐照孔道获得（氢的）放射性同位素之一的氚＂。的确,氚在自然界中含量甚微,只能通过核反应制备。