启明星1#次临界装置内不同位置探测器的中子计数率变化

在启明星1#次临界装置上进行了次临界外推实验,外中子源分别采用Am-Be中子源和252Cf中子源,放置在启明星1#次临界装置中心,中子探测器放置在次临界装置内不同位置,研究相对中子计数率的变化。实验测量结果表明:在启明星1#次临界装置不同位置的探测器测量得到的中子计数率变化不同,但对外推结果影响不大。

散射中子对超瞬发临界系统动态行为的影响

在点反应堆理论的基础上,建立了研究散射中子影响超瞬发临界系统动态行为的模拟计算方法,利用CFBR-Ⅱ堆的脉冲实验验证了该方法的正确性。通过分析计算表明,在超瞬发临界状态,散射中子的影响包括增加反应性、使脉冲波形后沿展宽和增加脉冲裂变产额。建立的模拟计算方法为预测脉冲堆外各种物体产生的散射中子的动力学效应提供了途径,对提高脉冲堆的核安全有应用价值。

压水堆中子脉冲计数率计算与弱源启动分析方法

利用点堆模型推导了弱源反应堆初始中子脉冲计数率的计算公式,探讨了反应堆盲区范围的确定方法。实例应用表明,该方法符合实际状况,对提高物理启动的安全性具有重要使用价值,可以用于反应堆开盖检修、装卸核燃料、燃料元件储存等核活动的临界安全监督之中。

秦山一期反应堆的中子计数率监测

应用高效涂硼计数管，结合改变次级中子源在堆芯的位置，解决了由于堆内中子源衰减过多而导致堆外源量程对中子计数率的监测出现盲区的问题，并以秦山核电厂第五循环装料的实际情况为实例作了阐述。

临界实验装置水位外推达临界方法优化研究

带乏燃料的临界实验装置可用于开展乏燃料贮存相关的临界实验研究,考虑到其具有较高放射性,因此开展实验时最佳方法是水位外推达临界方法。目前该带乏燃料的临界实验装置尚未建成,遂使用与其堆芯结构、物理特性相似的铀棒栅轻水慢化临界实验装置开展水位外推达临界方法的模拟实验。在该实验中,由于水的屏蔽作用随水位上升不断加深导致无法得到正常的外推曲线。本文通过蒙特卡罗程序模拟外推过程,研究了中子源与探测器在不同的相对位置处中子计数率随水位变化的规律,给出了探测器与中子源的优化布置方案。此外,还提出一种以水位价值作为外推参数的外推方法,消除了水位高度外推时水位系数不均匀的影响,使得外推结果更准确。

压水堆核电机组反应堆首次临界启动研究

为了使某压水堆核电机组的反应堆安全地达到首次临界状态,对反应堆临界过程的主要安全监督内容进行了研究,给出了使用相似三角形法外推临界点的步骤。为了保证外推计算的准确性,根据缓发中子半衰期和临界启动经验,提出了改变控制棒位置与记录中子计数率之间的时间间隔应不小于99 s的建议。对判断临界点和多普勒发热点的方法进行了研究,给出根据中子计数率倍增周期判断临界点的方法,以及根据反应堆冷却剂平均温度变化趋势判断多普勒发热点的方法。该机组采用了稀释反应堆冷却剂中的硼浓度使反应堆逼近临界,然后提升温度控制棒在堆芯的位置使反应堆临界的方法。通过执行临界启动试验,获得了反应堆的临界数据和多普勒发热点测量结果。根据多普勒发热点测量结果,计算出了零功率物理试验对应的核功率上限。根据临界过程和临界数据得出了反应堆首次临界启动合格的结论。研究结果可为压水堆核电机组首次临界启动提供参考。

谱移吸收材料在特殊临界安全中的应用研究

特殊临界安全是空间反应堆(尤其是快中子堆)设计中需要重点考虑的问题,快中子空间反应堆一旦发生发射掉落事故掉入水、干沙或湿沙中,中子慢化能力增强,反应性上升,可能会导致反应堆发生临界安全事故,设计时需确保反应堆在各类掉落事故工况下始终保持次临界。谱移吸收材料(SSA)是一种共振能区中子比快中子能区中子吸收截面大得多的材料,将其应用于快中子空间反应堆中可以显著提升反应堆的临界安全性。以液态金属回路冷却快中子空间反应堆为研究对象,采用蒙特卡罗方法的MCNP程序建模计算,对梳理出来的5种SSA材料性能及湿沙含水量对于事故反应性的影响进行分类量化研究,以指导反应堆的特殊临界安全设计。研究结果表明,SSA材料的堆内使用及合理布置解决了反应堆的特殊临界安全问题。本研究成果可为后续相关堆型的临界安全设计提供有益参考。

CFBR－Ⅱ快中子脉冲堆及其应用

本文简介ＣＦＢＲ－Ⅱ堆的结构、主要性能指标及应用前景和相应的配套设施．

先进三代核电机组反应堆达临界方式及特性分析

介绍了先进三代核电机组如何在低中子注量率的情况下通过堆外核测量系统源量程探测器监视反应堆达临界,并对其达临界过程中探测器的计数率变化进行比照、分析。通过分析发现,在低中子注量率情况下,利用反应堆启动率(或周期)的变化能够实现对反应堆临界实现与否的判断。同时,利用相对中子源不同位置的探测器计数率的变化规律,能够监测反应堆逼近临界的程度。这一反应堆达临界方式可以在诸如无源启动等低中子注量率情况下得到应用。