临界装置计数率测量保护系统

计数率测量保护系统用于监测临界装置启动阶段次临界运行时的中子变化情况，据此推算出临界装置中子倍增因子和次临界反应性，并在1s时间内中子计数超过保护预设值时给出保护触发信号，使堆解体。     

基于脉冲中子源法的CiADS反应性测量蒙卡模拟分析

脉冲中子源法(PNS)是加速器驱动次临界系统反应性测量的一种重要技术.利用蒙卡软件建立CiADS次临界反应堆模型,模拟注入脉冲质子束的过程,获得的中子通量的时间演化谱.采用Python语言编程实现脉冲叠加过程,给出稳定缓发中子本底,实现脉冲中子源法的次临界反应堆的反应性测量模拟,给出脉冲周期注入下堆芯不同位置处的中子变...     

CFBR-Ⅱ堆增殖反应性转换系数计算

CFBR-Ⅱ堆增殖反应性转换系数是利用源倍增方法获取次临界反应性的关键参数,该参数在多次标定实验中数值不同,为了解释该现象,从输运方程出发,对中子源倍增方法增殖反应性转换系数进行推导;针对不同反应性的CFBR-Ⅱ堆,采用蒙特卡罗方法,对表达式中的每个参量进行计算,得到不同反应性下的增殖反应性转换系数.通过分析得出,增殖反应性转换系数取决于缓发中子份额、外源中子的相对价值、增殖系统和替代系统的泄露几率比及探测器的探测效率比;CFBR-Ⅱ堆增殖反应性转换系数不是常数,而是随反应性变化的.     

堆振荡器法测量反应性的误差因素分析

为合理选择堆振荡器法实验条件,利用数值求解和公式推导,对影响测量精度的几项主要因素进行了分析。研究表明,通过选择合适的反应性振荡幅度及频率,可以提高堆振荡器法测量反应性的精度。由分析结果可知,对于中子代时间较短的反应堆,要使用堆振荡器法测量小反应性,在测量条件允许的情况下,应尽可能选择高频率的反应性振荡。     

散射中子对超瞬发临界系统动态行为的影响北大核心CSCD

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。     

超高燃耗常规快堆堆芯物理概念设计

为了比较常规快堆与行波堆的堆芯特性,以最大卸料燃耗300 000 MWd/tHM为目标,设计了高燃耗快堆 (HBFR),给出了堆芯的物理学设计方案。采用六批换料方式补偿燃耗反应性损失。选择NAS程序计算了冷停堆状态、热停堆状态和满功率状态三种不同堆芯状态,分析了临界参数、功率分布、DPA特性、温度和功率反应性特性、控制棒价值等堆芯参数。设计结果表明,HBFR的燃料组件最大卸料燃耗接近300 000 MWd/tHM,平均卸料燃耗219 000 MWd/tHM,单循环燃耗反应性损失3.7%(k是有效增殖因子,k是有效增殖因子的变化量),可以通过补偿棒实现反应性控制,HBFR的各参数满足设计目标与设计限值,可以为下一步与行波堆的比较研究提供参考堆芯。     

径向和轴向倒料行波堆概念设计研究

给出了径向和轴向倒料行波堆堆芯的详细设计,通过燃耗计算软件MCORE对两种堆芯进行了分析计算。对于轴向行波堆,得到了稳定的核子密度分布和功率分布,并模拟出增殖-燃耗波。稳态时,kef f为1.065,波速约为5.0 cm/a,燃耗深度达到400.0 MWD/kg-HM。对于径向倒料行波堆,采用由外向内的倒料方案,经过一定倒料周期后功率分布趋于稳定。研究发现,渐进稳态kef f随倒料周期的增加呈抛物线变化,燃耗深度随倒料周期的增加线性增大。以最低功率峰为依据,确定倒料周期450 d为最佳倒料周期。此时,渐进稳态kef f为1.020,平均燃耗达到156.0 MWD/kg-HM。     

临界装置绝对裂变率测量

临界装置是在低功率下运行的能够维持可控自持链式裂变反应的装置，一般运行的热功率在1kW以下，与动力堆相对应，一般称为零功率装置。在临界装置上进行的各项研究中，一个重要的参数就是裂变反应率(简称裂变率)，它是其它参数测量的基准，如在脉冲式的反应堆中，还是脉冲裂变总数的测量基准，是脉冲堆的一个主要指标。     

高浓铀金属临界装置缓发中子有效份额测量

缓发中子有效份额βeff是反应堆动态特性的重要参数,也是相对反应性与绝对反应性之间的转换桥梁,对于以反应性作为宏观参数的检验工作具有重要意义。测量采用基于Rossi-α方法的Nelson数法开展了快临界装置βeff的实验研究。通过采用铅屏蔽、更薄的6Li玻璃闪烁体、脉冲幅度甄别三种措施,降低了γ射线对测量的影响。实验中测量了反应堆从-60￠到缓发临界之间的7个状态,最终测量得到βeff值为0.006 66,不确定度为7.88%;与理论计算数值偏差为2.15%。测量结果与理论值符合良好,表明了测量方法的有效性。     

窄堆线的堆叠方式对高温超导管内电缆导体临界电流的影响

为了提高超导缆线的结构性能,将利用2mm宽的超导带材形成窄堆线,并将其嵌入到开槽铝管中,制备成一种基于窄堆线的高温超导管内电缆导体。通过临界电流测量实验,研究了不同带材根数和不同扭绞节距对高温超导管内电缆导体临界电流的影响。结果表明,扭绞节距一定时,带材堆叠根数越多,临界电流折损率越大;当扭绞节距最小为100mm时,超导窄堆线依旧能保持良好超导特性,且临界电流未发生较大折损。     

金属型脉冲堆惯性效应计算

金属型脉冲堆的反应性负反馈主要来自燃料的热膨胀。当脉冲堆爆发短周期脉冲时,由于燃料的热膨胀不能及时响应温度的变化,致使负反馈滞后,产生惯性效应。采用ANSYS程序计算了在突然热加载条件下的振荡特性,同时采用随机中子输运程序计算了平均关闭系数,然后把带有振荡特性的热反馈带入点堆动力学方程,采用数值方法求解得到了考虑惯性效应的裂变脉冲波形。计算结果与Godiva实验测量结果一致。采用的数值方法中,脉冲周期与振荡效应存在定量关系。由计算结果可知,脉冲周期短,惯性效应明显;脉冲周期越长,惯性效应的影响越小,金属型脉冲堆爆发脉冲时应尽量避免短周期脉冲。     

ADS堆功率控制研究及其在DCS系统的实施

研究了基于加速器束流强度调节来控制中国加速器驱动嬗变研究装置(CiADS)次临界堆功率的方法.束流强度的调节是通过比较堆功率的测量值和设定值,由PID(比例-积分-微分)控制器自动控制可调光阑的孔径大小完成的.为了评估所提出的自动控制方法,基于点堆动力学方程建立了CiADS次临界堆堆芯模型.基于CiADS堆芯模型的仿真...     

启动物理试验分析系统

启动物理试验是压水堆核电机组装料后实施的一系列堆芯物理性能试验项目。传统物理试验设备体积庞大,测量范围较小,测量精度不能满足物理试验方法要求。自主研发的启动物理试验分析系统（PSAS）针对物理试验中反应性测量方法、设备软硬件设计、微电流测量量程切换、数据处理、数据传输方式等问题进行了优化研究,以提高设备的测量能力与适用性,并减小了设备的体积。通过研究堆及阳江核电站3号机物理试验检验,PSAS可以获得准确的测量结果,适用于压水堆物理试验。     

快中子脉冲堆功率测量保护仪

功率测量保护仪主要用于监测快中子脉冲堆功率变化情况，并在功率超过保护定值时，向安全保护系统发送保护信号使堆系统解体，达到保护堆体安全的作用。     

快中子脉冲堆快响应功率保护系统研制

快响应功率保护系统的主要功能是对爆发脉冲时的快中子脉冲堆实施快速超功率定值保护。在快中子脉冲堆爆发脉冲时，堆系统处于超瞬发临界状况，反应堆功率迅速上升。当堆系统功率超过与快响应功率保护系统设定保护阈值相对应的功率时，快响应功率保护系统输出保护电平信号和触点信号至报警和安全保护系统，使主传动快退，反应堆自动解体，从而保证反应堆能及时从超临界状态转为次临界状态，防止反应堆因积分功率过高可能出现的毁损事故发生。     

小阶跃反应性输入时点堆中子动力学方程的解析解

对小阶跃反应性输入（0<ρ,０<β）且有温度反馈时点堆中子动力学方程进行了研究. 导出任意初始功率条件下核反应堆功率、反应性与时间的解析表达式. 分析和讨论了初始功率与输入小阶跃反应性的大小对功率、反应性变化规律的影响，得到了一些新的结果. 关键词： 中子动力学 反应性 点堆 温度反馈     

CFBR-Ⅱ堆脉冲状态反应性温度系数测量

反应性温度系数是脉冲堆重要参数之一, 采用一种特殊的方法测量了脉冲状态反应性温度系数。 把脉冲的全过程分为峰和坪两个过程, 根据Fuchs-Hansen模型知道脉冲峰过程的反应性减小量为系统初始超瞬发反应性的2倍, 采用脉冲波形去坪的方法分离出峰过程贡献的温升, 由此得到CFBR-Ⅱ堆的脉冲反应性温度系数αT=-0.00202 $/K。 Reactivity temperature coefficient is one of important parameters of burst reactor. The methods of measuring the coefficient were introduced and analyzed. The whole process of burst is split into “peak” process and “tail” process. Reactivity reduction is twice as large as initial excess reactivity in “peak” process from Fuchs Hansen model. Increment of temperature induced by “peak” process was got through removing “tail”. So we deduced reactivity temperature coefficient of CFBR-Ⅱ αT=-0.00202 $/K.     

基于FLUENT的核热耦合程序反应性反馈参数敏感性

将计算流体力学模型与中子动力学模型耦合来进行反应堆瞬态安全分析的方法,由于可以开展复杂几何结构的三维流动传热分析,因此受到很大的关注。基于FLUENT用户自定义功能（UDF）开发了一套可用于池式铅堆瞬态安全分析的核热耦合程序,程序耦合了临界/次临界点堆中子动力学模型和燃料棒模型。由于反应堆处于不同寿期时,随着燃料燃耗、可燃毒物积累等因素导致反应性反馈系数有较大变化,因此使用开发的核热耦合程序对中国科学技术大学提出的小型自然循环铅冷快堆进行不同关键反馈系数下无保护的瞬态超功率事故安全分析。调整点堆模块考虑到的四个反应性反馈系数,可以发现燃料多普勒系数对堆安全的影响最大,同时定量的分析结果表明超功率事故引入时间长短对事故演化有重要影响。     

随机中子动力学及其数值模拟研究进展

随机中子动力学是核动力设计和核反应堆安全中的重要课题,本文从随机中子动力学的基础概念和研究方法出发,介绍随机中子动力学研究的历史发展和研究现状.裂变中子与光子的多重性是反应堆零功率中子噪声主要来源,对中子涨落的方程描述及其求解,演化出零功率中子噪声与功率反应堆噪声的随机理论.随机中子动力学的重要应用包括反应性微观测量、功率反应堆噪声测量和分析、核临界漂移分析和核材料识别与检测等.在半个多世纪的研究中,以脉冲堆点火过程的脉冲爆发等待时间分布为代表的随机性,一直缺乏定量分析方法和工具.直到近几年,模拟随机中子动力学过程的广义半马尔科夫过程模拟方法取得了重要进展,很好地揭示了脉冲堆实验中子点火规律.最后讨论随机中子动力学研究中有待解决的研究课题.     

临界装置功率调节仪研制

反应堆在稳定功率运行时，受到各种因素影响，堆功率会发生变化，功率调节仪的作用是通过自动调节调节棒的棒位来适当添加或减小反应性，使反应堆在某一预定功率下稳定运行。