【摘 要】
：
CMRR 首炉换载计算采用的是确定论物理计算程序包WIMS-SN-CITATION.该程序包主要针对传统的压水堆或重水堆，而CMRR 是一种较为先进的新型研究堆，具有堆芯紧凑、组件类型多、控制棒价值大、能谱变化大、局部中子注量率畸变严重等特点，程序的计算适用性较差.为此，对WIMS-SN-CITATION 程序包的部分截面数据以及燃耗和控制棒价值计算进行了修改和调整优化.为了验证带燃耗计算程序的准
【机 构】
：
中国工程物理研究院,四川 绵阳 621900
【出 处】
：
2015年首届研究堆应用技术学术交流会
论文部分内容阅读
CMRR 首炉换载计算采用的是确定论物理计算程序包WIMS-SN-CITATION.该程序包主要针对传统的压水堆或重水堆，而CMRR 是一种较为先进的新型研究堆，具有堆芯紧凑、组件类型多、控制棒价值大、能谱变化大、局部中子注量率畸变严重等特点，程序的计算适用性较差.为此，对WIMS-SN-CITATION 程序包的部分截面数据以及燃耗和控制棒价值计算进行了修改和调整优化.为了验证带燃耗计算程序的准确性和可靠性，对换载后的堆芯关键中子物理学参数，如热中子注量率分布、临界棒位、控制棒微/积分价值等，进行了实验测量和比对.另外，核功率是反应堆开堆、提升功率以及安全运行的重要参数指标，换载后堆芯核测系统信号与堆功率之间的对应关系会发生一定变化，须重新对堆功率进行刻度校准.本文主要介绍CMRR 堆芯热中子注量率分布测量和功率刻度.
其他文献
高通量工程试验堆(简称HFETR)除气加压系统给主冷系统提供静压,并除去一次水中辐射分解的气体,从而保证反应堆的运行安全.本工作应用RiskSpectrum 软件,对HFETR 运行期间除气加压系统开展概率安全评价(PSA)工作.通过整合部分法考虑共因故障,建立了以除气加压系统运行失效为顶事件的系统故障树模型,并定量给出HFETR 发生除气加压系统失效概率为2.013E-04,证明HFETR 现役
COMMEN 程序是中国原子能科学研究院自主开发的钠冷快堆堆芯分析程序.COMMEN 程序采用二维网格对堆芯进行建模,包含了水力学模块和元件结构及传热模块,可以用于计算发生钠沸腾以及包壳破损行为的钠冷快堆严重事故分析.为更好地模拟严重事故初期反应堆的功率变化,COMMEN 程序开发了中子学模块,考虑了多普勒效应、钠温度效应、钠空泡效应、燃料轴向膨胀、组件弯曲等多种反应性反馈.以中国实验快堆(CEF
在HFETR 一级PSA 分析中，始发事件分析是首要任务。本文综合应用工程评估、参考以往的始发事件清单、演绎分析和运行经验总结等四种方法确定了HFETR 运行阶段一级PSA 分析始发事件清单，然后对始发事件进行适当的归并分组，最后结合故障树分析、HFETR 运行事件统计及参照国内外相同类型研究堆等三种方法，给出了各始发事件组的频率，为后续HFETR 一级PSA 分析奠定了基础。
在入堆辐照U5 靶件生产同位素的过程中，靶件辐照会放出大量的热，为了保证研究堆安全运行需要确保靶件被有效冷却。为此，合理设计辐照装置，利用堆芯自身冷却水将靶件温度降至研究堆安全运行限值以下是进行靶件入堆辐照的必然要求。本文首先对初步设计的U5 靶件辐照筒进行了热工安全分析，采用计算流体力学(CFD)对辐照筒在不同内、外流道冷却剂流速情况下的冷却情况进行了建模与数值模拟。
基于UHx-H2 体系的微型自控反应堆(HRSR)是一种新型堆型，在固有安全性、经济性、灵活机动性等方面具有其他反应堆无法比拟的优点.HRSR 反应堆的最大特点是采用铀低温吸氢、高温放氢的特性来对反应堆进行控制，整个循环过程表现为非能动型.温度低时，金属铀吸氢，从而增加铀氢体系中的固态氢与铀的比例，增加体系的有效增殖系数，这个过程中体系放出大量的热使温度升高，热导管中的冷却剂将产生的热量带入热交换
在新型核能系统中，冷却剂在并联通道内分配均匀性问题有广泛的应用背景。本文采用计算流体力学(CFD)软件，对含较长支管的并联通道内单相流流量分配问题进行三维数值模拟，分析比较了入口条件、支管长径比、总管与支管截面比、汇流引出方向(U 型及Z 型布置)对流量分配的影响，得到并联通道内的压降、流速及支管流量分配情况，并得出实现流量分配均匀的方法。结果表明：影响并联通道流量分配均匀性主要因素是管道几何结构
反应堆供电系统是反应堆的关键系统,供电系统可靠与否关系着反应堆的能否安全可靠的运行.因此供电系统出现异常现象,必须查明原因,并进行整改.2014 年12 月19日,研究堆在进行应急演习时发生供电异常现象,如：09 子项失电、核测A 和功保A 通道瞬间失电后电源恢复导致重启、主控室所有保护信号红灯亮起、专设触发虹吸终止阀B 打开、主控室照明变暗,应急电源照明切换为灯具自带电池照明、工艺楼西侧照明出现
铅基堆具有良好的中子学、热工水力学和安全特性，已成为第四代先进核能系统、加速器驱动次临界核能系统(ADS)以及聚变堆的主要候选堆型之一。其研究得到了国内外的普遍重视，包括欧盟、中国、俄罗斯、美国、日本等国都制定了长远的发展计划。铅基堆应用灵活，不局限于常规的供电，也可用于其他领域，如可作为船舶、潜艇等的动力设备，为海洋平台、海岛等提供能量和淡水，为高原、偏远山区供电、供热，也可进行综合利用，如热电
某反应堆上搭建的冷中子源装置，采用液氢作为低温慢化剂，将反应堆热中子慢化成能量更低的冷中子(10-4eV～5×10-3eV)。与热中子相比，冷中子具有更强的波动特性，其波长与大多数物质的原子、分子间距相当，其能量与原子间热运动具有同一数量级，是在分子原子水平上研究物质结构和微观运动规律的理想工具之一，在凝聚态、生物分子等物质结构研究中起着重要的作用，在新材料、生命科学等诸多学科领域也有着广泛的应用