300#研究堆寿期内上联箱铝材中子注量分析

材料在辐照过程中所受的中子注量是辐照性能研究中的一个重要参数。上联箱铝材作为300#研究堆关键结构材料,经历了从反应堆首次临界到退役的全过程,极具材料辐照效应研究价值。为获取整个反应堆运行寿期内的上联箱中子注量水平,须克服堆芯装载变化频繁与堆芯不断扩大装载两大关键难点,故提出了堆芯归并等效计算方法。通过该方法的成功应用,得到了300#研究堆寿期内上联箱铝材的中子注量,并进行了误差分析。     

基于制冷CCD的热中子数字成像系统

为在新堆上建立高性能中子照相装置进行技术积累，保持和提高中子照相技术研究和应用水平，缩小该领域与国外技术的差距，利用SPRR-300反应堆为中子源，研制了热中子数字成像系统。     

中子照相数值模拟与实验的对比

 介绍了热中子照相的MCNP数值模拟方法，模拟了300＃反应堆Maxwell谱热中子束穿透样品射到转换屏的过程，给出了热中子对铝、铅、铁、铜的穿透能力，分析了引起模拟与实验结果不同的原因。通过模拟得到了清晰的图像，对比数值模拟与在300#反应堆中子照相装置上的实验结果，数值模拟结果图像与实验结果图像非常相似；散射中子对图像的影响也符合相同的规律，随着样品与转换屏之间的距离的增大，散射中子对结果图像的影响越来越小，当样品与转换屏之间的距离为样品尺寸的2倍时可以忽略散射中子的影响。     

铍组件堆内长期服役后的尺寸测量

铍是核反应堆内的重要反射层材料,其辐照后的尺寸变化对反应堆的安全性具有重要的影响。为获得铍组件堆内长期服役后的尺寸变化,以对其堆内的服役性能评价提供基础数据,设计并加工了一套高放样品远程转运平台,使用三坐标测量机完成了绵阳SPRR-300堆内铍组件的尺寸变化测量实验。实验测量结果表明,SPRR-300堆的铍组件在服役29 a后,在最高中子通量高达6.78×1021 cm?2的辐照环境下,铍组件外形尺寸总体上保持良好,截面有微量的收缩变形,最大形变约0.13 mm,这表明在长期中子辐照环境下,辐照蠕变是导致铍组件尺寸变化的主要原因。