定位检测破损燃料组件的堆芯啜吸法

破损燃料组件定位检测系统是为了确保反应堆安全运行、及时处理燃料包壳破损事故的安全重要设备.根据目前国际上对有元件盒反应堆采用的堆芯啜吸法,即在反应堆换料期间或发生燃料包壳破损事故时,停堆后直接从仍在堆芯位置的元件盒中取样,进行放射性测量和分析,从而鉴别出有破损的燃料组件的方法,作者设计了200MW低温核供热堆破损燃料组件定位检测系统.该设计既有国际同类设备的先进水平,又结合了低温核供热堆的特点和我国国情,保证了200MW低温核供热堆的安全.     

固态钍基熔盐堆堆芯核设计安全限值研究

钍基熔盐堆因其在安全性、经济性及可持续性方面的优势被列为第四代核能系统重点发展的堆型。我国已经开展了相关的研究,然而国内关于研究堆的法规导则不完整,相关规定和要求比较原则,必须结合钍基熔盐研究堆的特点进行具体研究。针对固态燃料钍基熔盐实验堆,从核安全评审的角度,对核安全评审相关的问题进行深入研究分析。依据NRC针对下一代先进核能系统制定的评审方法,充分调研轻水动力堆(压水堆、沸水堆)、正在运行的研究堆、以及同样被列为第四代反应堆重点发展堆型的钠冷快堆、高温气冷堆,参考国内外对上述堆型堆芯核设计限值的确定原则及相关依据,初步给出钍基熔盐堆堆芯核设计关键安全限值。     

加速器驱动的次临界系统生产233U的可行性研究

加速器驱动的次临界系统（Accelerator Driven Sub-critical System,ADS）是加速器技术和核反应堆技术的结合,其主要目的是应对当今快速增长的放射性核废料处理需求.本文初步探讨了在ADS系统中利用232Th生产可裂变核233U的可能性,估计了所需加速器的性能及其生产233U的产率和效率.我们建议用Be做中子慢化剂和增殖剂,将反应堆的中子能量大部分控制在1keV–1MeV,从而最大限度地降低232U的含量.也可进一步利用重水做慢化剂高233U的纯度.所生产的233U既可经分离取后在热堆中燃烧,也可直接用于钍基熔盐堆的初始装料,发挥233U优异的热中子性能.我们的结果表明,在技术上和经济上利用ADS生产233U很可能是可行的.我们的结果还表明,如果这一ADS系统主要目的是生产233U,所选择的次临界堆的最佳是快中子堆,而不是慢中子堆或快慢结合堆.最后我们建议对钍基核反应堆、233U的取分离工和辐射防护等方面的课开展进一步深入研究.     

基于SIMULATE3程序对压水堆钍-钚燃料反馈性能及钚焚烧效率研究

采用类似于大亚湾900 MW压水堆的堆芯模型,使用燃料组件计算程序 CASMO4E和反应堆稳态分析程序SIMULATE3分别对铀燃料组件、铀钚燃料组件或钍钚燃料组件组成的堆芯的中子学特性进行了研究,分析了组件的燃耗深度、堆芯的平均燃耗、燃料温度系数与燃耗的关系。结果表明,钍钚燃料组件和铀燃料组件组成的堆芯中子特性相似,同时钍钚燃料用于焚烧武器级钚时,具有更高的焚烧效率。     

核供热反应堆热电联产实验研究

核供热反应堆热电联产研究是低温堆综合利用开发研究的一个重要方面。为了探索商用供热堆进行热电联产、扩大低温堆的应用领域，提高其年运行因子改善供热堆的经济性，利用５ＭＷ核供热堆（ＮＨＲ－５）为热源，通过其二回路上特殊设计的低压蒸发器和低压两相透平发电机实现核热－电力转换。用冷凝器二次侧的循环冷却水向热网用户供热，实现核供热反应堆的热电联产。结果表明，一体化自然循环式供热堆用于热电联产在技术上是可行的，整套系统表现出极好的运行性能和安全性能。     

钍铀循环专用核数据库CENDL-TMSR

钍基熔盐堆核能系统(TMSR)为第四代先进核能系统,需要更先进、更可靠的物理设计,而核数据的可靠性对于核设计精度有着至关重要的影响.受中国科学院上海应用物理研究所委托,中国核数据中心研制了钍铀循环专用核数据库CENDL-TMSR,包括微观评价核数据库和宏观参数库,以用于钍基熔盐实验堆的临界计算以及屏蔽设计.为验证钍铀循环专用核数据库的可靠性与适用性,对该库进行了临界基准检验与屏蔽基准检验.临界检验结果表明,绝大部分基准装置的keff计算值与实验值的相对误差都在0.5%之内,表明该数据库是可靠的,可用于钍基熔盐实验堆的物理设计.屏蔽计算结果与实验数据基本吻合,整体性能优于其他评价核数据库.     

混合能谱超临界水冷堆多层燃料组件核热性能分析

针对混合能谱超临界水冷堆所用新型多层燃料组件设计,基于热工子通道与中子物理的耦合计算,对热谱和快谱燃料组件的核热性能进行分析,同时,验证了混合能谱超临界水冷堆多层燃料组件设计方案的可行性.结果表明:热谱多层燃料组件设计可以有效降低局部热管因子,从而降低热谱区燃料棒包壳的最高温度;快谱多层燃料组件设计在保证冷却剂温度反应性系数与燃料温度反应性系数的绝对值较大的同时,可以达到增殖的目的.     

一种快堆边界下的裂变气体释放数值模型

裂变气体释放(FGR)对燃料元件的热力演化过程有着极其重要的影响,准确地模拟反应堆中裂变气体释放是燃料元件性能分析程序开发的最基本内容之一, 也是重要的评价准则. 本文围绕快堆边界下的裂变气体释放行为展开详细论述,基于气体原子与气泡行为模型,模拟了晶内气体原子的产生、自由扩散、俘获-再溶解等行为,以及晶内气泡的形成、生长、融合、移动等行为.模拟了晶界气泡的生长、连接、通道形成与气体释放等过程. 通过数值方程组离散和迭代计算,建立了一种快堆边界下的裂变气体释放数值模型. 经过与理论及实验数据对比,结果显示该模型能准确预测燃料元件的裂变气体释放份额与气体肿胀量,能较好地模拟晶内气泡浓度与尺寸. 表明该模型可以用于快堆燃料元件性能分析.     

以钍代铀的核发电新技术

目前,核发电使用的是铀反应堆,但是,以色列希伯莱大学著名的核科学家拉德考斯基,已发明了以钍代铀的核发电新技术,并获得了美国专利,得到了日本和俄罗斯政府的认可。据称,这种使用钍反应堆的核发电技术,不仅可降低核电成本,而且可增加核能利用的安全性。 以钍代铀的核发电新技术,属世界首创。针与铀相比,钍的储藏量丰富,便于开采。用钍取代铀作燃     

辐照环境下各向同性核石墨材料应力分析模型

核石墨可用作裂变核能反应堆如气冷堆和熔盐堆的慢化剂材料,还可用作为冷却剂和控制棒提供通道的结构部件.为了保证反应堆的寿期安全性,石墨堆芯不仅需要保持完整,还要避免过度变形,从而保证在工作状态和事故环境下堆芯冷却剂不会受阻,也不会妨碍控制棒的移动.因此,核石墨构件的结构完整性评估是反应堆设计的基本要素之一.在反应堆环境下石墨构件的应力分析,除了通常的弹性应变和热应变,由于中子辐照引起的额外应变也是考虑因素之一.因此,需要定义辐照环境下核石墨应力和应变相关的本构方程.本文介绍了一种用于辐照环境下核石墨材料应力分析的材料模型,并应用此模型对核石墨砖进行了应力分析,以期了解由辐照环境引起的应变对石墨砖应力的影响,相应的计算结果对堆芯核石墨砖的设计具有理论参考意义.