Xenon poisoning calculation code for miniature neutronsource reactor (MNSR)

In line with the actual requirements and based upon the specific characteristics of MNSR, a revised point-reactor model was adopted to model MNSR’s xenon poisoning. The corresponding calculation code, MNSRXPCC (Xenon Poisoning Calculation Code for MNSR), was developed and tested by the Shanghai MNSR data.

尼日利亚微堆低浓化的设计计算和实验验证

为了顺利开展低浓铀转化,使用MCNP、WIMSD和CITATION程序建立了尼日利亚微堆(低浓铀)模型,计算了尼日利亚微堆(低浓铀)的几个主要参数,并在微堆零功率装置上完成了零功率实验,测量获得中心控制棒、上铍、最外围元件、内辐照管和外辐照管等实验部件的反应性效率,实验数据和计算结果符合较好。完成了尼日利亚微堆(低浓铀)现场安全功能实验,实验结果证实尼日利亚微堆(低浓铀)具有良好的安全性能,标志着中国原子能科学研究院完成了尼日利亚微堆(低浓铀)低浓铀转化。

原型微堆低浓化初步研究

利用蒙特卡罗计算程序,对高浓铀为燃料的原型微堆的有效增殖因数、控制棒价值、上铍反射层价值以及辐照座内的中子注量率等参数进行了计算。将计算值与实验结果进行了比较,两者基本相符。在原型微堆堆芯尺寸保持不变的情况下,将堆芯燃料元件芯体用富集度为12.5%UO2替换UAl和用锆包壳替换铝包壳,对堆芯燃料低浓化方案进行了计算,给出了方案的计算结果。并利用RELAP5程序计算了原型微堆低浓铀堆芯阶跃引入4.0mk反应性情况下反应堆的相关参数。

深圳大学微型反应堆的改进

介绍深圳大学核技术所近年来对微型反应堆进行的一系列改进 ,包括 :采取特殊措施 ,延长微堆安全运行时间 ,从原来的 6～ 8h ,延长至 40h左右 ,成功研制了治疗肝癌的含稀土元素的放射性玻璃微球 ;建立了超热辐照管和计算机控制的循环跑兔装置 ,扩展了微堆活化分析范围和领域 ;研制出一种新颖、简单、准确 ,且无需添置任何设备的测量堆芯绝对中子通量密度的方法———氙中毒法 .尽管深大微堆具有固有的安全性 ,但它目前处于运行后期 .因腐蚀、疲劳等原因 ,核燃料元件包壳破损的可能性将越来越大 ,为此研制了安全监测计算机系统 ,一旦发生核燃料元件包壳破损时 ,系统能很快监测放射性泄漏 ,这对控制核污染起到十分重要的作用 .但这并不说明深大微堆已安全无事 .国外发生的一系列核泄漏事件昭示人们 ,在核安全管理中 ,人员因素至关重要 .不管放射性物质泄漏多与少 ,影响都很大 。

中毒法测量微堆堆芯热中子绝对通量密度

微型中子源反应堆的反应性和中于通量密度有一定的关系。文章提出用氙中毒法测量微堆堆芯热中子绝对通量密度。对原理和测量条件进行了讨论。该方法新颖，比活化法简单，不需要外加设备，满足工程对精度的要求。

中子活化法测定肿瘤小鼠脏器中的元素含量

用仪器中子活化法在微型反应堆上对小鼠的毛、脑、心肝、肾、肺、肌肉、肿瘤等８种组织中Ｂｒ、Ｃａ、Ｃｌ、Ｃｕ、Ｉ、Ｋ、Ｍｇ、Ｍｎ、Ｎａ、Ｓ和Ｖ等１１种元素进行了测定。其中铜的分析利用６５Ｃｕ（ｎ，γ）６６Ｃｕ反应，通过测定６６Ｃｕ的１０３９．６ｋｅＶγ射线强度进行定量。方法可靠性用ＮＢＳ－１５７７（牛肝）、ＩＡＥＡ－Ｈ４（肌肉）、虾粉等标准物质核对，测定值与推荐值相一致。

低浓化微堆拓展应用可行性研究

对现有微型中子源反应堆(微堆)采用低浓铀燃料并对引出热中子束装置进行了物理可行性研究,给出堆芯核特性参数,并对不同中子束装置的结构方案进行了分析,为微堆燃料元件低浓化并拓宽应用提供了有益的结果。

微型反应堆设计、运行经验总结

微型反应堆从原型微堆到商用微堆走过了十多年的历程。在设计、运行方面积累了丰富的经验，集中到一点就是如何处理好经济性与安全性这一对矛盾，即既要使建在人口稠密地区的微堆，确保其安全，不会发生任何的核事故，又要在有限大小的铍环反射层内，选择合适的氢原子和铀２３５原子比例的栅元，使设置在铍环反射层中的辐照孔道内，由较低的堆功率获得较高的中子通量密度，尽可能获得长的运行时间和炉寿期。一般反应堆炉寿期较短，经过１－２年就换料。然而微堆的炉寿期有２０－３０年。制约微堆炉寿期的主要因素不是后备反应性，而是核燃料元件包壳的腐蚀速率，如何监测微堆微量的核泄漏。

原型微堆辐照座物理特性参数模拟测定

文章给出了原型微堆辐照座内的某些物理特性参数：相对中子通量密度分布、绝对中子通量密度，能谱参数（镉比、超热指标和中子温度），某些样品在辐照座内对反应性的影响以及各辐照座之间的相互关系。实验研究在原型微堆的零功率实验装置上完成。

碘的微堆超热中子活化法测定

对碘的超热中子活化分析法进行了研究。利用该方法在微堆上测定了血液、食品及土壤中的碘含量，计算了该方法对全血及血清中碘的探测下限。

改进的源倍增方法测量控制棒价值

该文给出了改进的源倍增方法测量控制棒价值的原理,在高富集度235 U燃料元件转换为低富集度235 U的微型中子源零功率反应堆上进行研究,实验测量微型中子源零功率反应堆中心控制棒的价值,与周期方法相比在2%内符合,但减少了测量时间。该方法为今后加速器驱动次临界系统ADS的次临界在线监督提供一种可能的方法。

拓宽微堆的应用

针对微堆注量率低 ,运行时间短 ,制备的中短寿命同位素放射性比度低 ,应用困难。从 2 0世纪80年代以来 ,仪器的微量元素分析技术飞速发展 ,造成中子活化分析的市场日益萎缩。深圳大学根据市场的需要 ,不断进行微堆技术改造。将处于微堆侧面铍反射层中的内辐照管改为超热辐照管和添加顶部铍反射层 ,提高了后备反应性。建立超热活化分析和循环活化分析方法 ,制备了医用放射性玻璃微球。在改善微堆运行性能的基础上 ,拓宽微堆的应用 ,摸索一条新的发展道路。

微型反应堆低浓化技术研究

20世纪80年代以来,中国原子能科学研究院在国内外设计、建造了9座微型反应堆(微堆),这些微堆均采用高浓铀为燃料。随着全球防止核扩散的形势要求,微堆低浓化工作受到了国际社会的高度关注。在保持微堆功率和堆芯几何尺寸不变的情况下,通过原型微堆燃料从高浓铀向低浓铀转化的研究,针对堆芯设计、装卸料和实验技术,开展了物理计算、结构设计、安全分析和实验测量等工作,采用235 U富集度12.5%UO 2燃料替代235 U富集度约90%U-Al合金燃料,微堆低浓化后调试结果满足应用要求,并保持了很好的固有安全特性。

微型堆辐照座内快中子通量谱的测定

用Ａｌ、Ｆｅ、Ｉｎ和Ｎｉ作探测片，用阈探测片活化法测定了中国原子能科学研究院微型堆内、外辐照孔道的快中子通量。用平均截面法求得内外辐照孔道的快中子与热中子通量比（Φｆ／Φｔｈ）分别为０．１９８和０．０７７。用有效阈能法计算了不同能量区间的快中子通量。同时也对四个内辐照管之间及内、外辐照管内径向和轴向快中子通量的不均匀度进行了测定。

微型中子源反应堆中子谱参数测量

以Au、Zr和Fe为活化探测器,采用裸探测器法测量中国原子能科学研究院微型中子源反应堆的中子谱参数f、α、fF和φth。内辐照座的α、f和fF分别为-0.007±0.003、20.8±0.4、5.5±0.2。该方法对φth的测量结果与4πβ-γ符合法的一致,相对偏差小于2%。与SLOWPOKE相比,微堆有较高的α、fF值。与已有测量数据的比较表明,微堆中子谱在很长一个时期内是稳定的,利用微堆作为中子源的k0法中子活化分析不需中子注量率监测器,且比较器一经照射和测量后,可用于其后较长时间内所有分析的计算标准。

济南微型中子源反应堆退役的放射性核素调查

对济南微堆反应堆容器上筒节、水池材料、水净化树脂及废物现场取样进行放射性核素调查,并详细介绍了对水池材料的调查。被调查的材料中放射性核素主要包括60 Co、152 Eu、137 Cs和54 Mn,反应堆容器正下方的池底材料中放射性核素活度浓度较高。调查结果表明:反应堆容器上筒节、堆水净化树脂及废物均为低放废物,部分水池材料也应作为低放废物进行剥离。调查采用标准物质GBW08304a进行质量控制,测量值与标准值在±15%内一致。

深圳大学微型反应堆改进

介绍深圳大学核技术所几年来对微型反应堆（ 简称微堆） 进行的一系列改进，包括： 采取特殊措施， 延长微堆安全运行时间， 从原６ ～８ｈ ， 延长至４０ｈ 左右； 成功研制了治疗肝癌的含稀土元素的放射性玻璃微球； 建立了超热辐照管和计算机控制的循环跑兔装置， 扩展了微堆活化分析范围和领域； 研究成功一种新颖、简单、准确， 又无需添置任何设备的测量堆芯绝对中子通量密度的方法———氙中毒法． 尽管深大微堆具有固有的安全性， 但它目前处于运行后期． 由于腐蚀、疲劳等原因， 核燃料元件包壳破损的可能性将越来越大，为此研制了安全监测计算机系统， 一旦发生核燃料元件包壳破损时， 系统能很快监测放射性泄漏， 这对控制核污染起到十分重要的作用． 但应指出， 这并不是说深大微堆已安全无事．由最近国外发生的一系列核泄漏事故说明， 核安全管理、人员因素至关重要． 不管放射性物质泄漏多少， 影响都很大， 万万不能麻痹大意．

微型反应堆裂变率分布实验研究

利用固体径迹探测器测量处于微型反应堆不同位置的燃料元件内单位体积的裂变率，得到了堆的裂变率分布和总裂变率，并与其它参数相结合，求得了反应堆功率。同时，测量了对应功率下反应堆内辐照座的热中子通量密度，得到单位功率的热中子通量密度，即额定中子通量密度下的运行功率。文章给出的测量方法，避免了金箔法测量反应堆功率所引入的近似假设。

超热中子活化法测定碘和溴

介绍了采用微型反应堆超热中子活化分析膳食样品中Ｉ和Ｂｒ的方法。讨论了热中子屏蔽材料的选择、干扰扣除等问题，计算了不同样品的探测极限及标准偏差。对几种标样进行分析，其结果与推荐值相符。

微型反应堆卸料装置设计及可靠性分析

微型反应堆(简称"微堆")低浓化及退役都包含乏燃料卸出的操作,而保证乏燃料安全卸出的关键设备之一就是卸料装置。现有的卸料装置在操作过程中会破坏微堆堆筒体密封性,并且无法恢复,但微堆低浓化后还需利用原有堆筒体进行装料运行,所以本文在此需求的基础上设计了一套新型的卸料装置,可在不分离筒节、不破坏筒体完整性及密封性的前提下完成卸料操作。新设计的卸料装置包含卸料操作工具和辅助机械装置两部分。卸料操作工具通过小盖开口即可实现燃料组件的抓取,实施吊装。卸出的微堆乏燃料具有很高的放射性,卸料操作工具配合辅助机械装置,可实现远距离起升平移的操作,这种设计便于屏蔽,同时可有效降低工作人员所受辐射剂量。对该卸料装置进行计算和可靠性分析,结果表明其强度远大于实际使用载荷,安全可靠,能较好地满足微堆使用需求。新型微堆卸料装置具有经济性好、易制备、易操作的特点,下一步将在国内外微堆低浓化卸料或退役中推广应用。