摘要：为验证核设计程序对燃料组件、铍组件和铝组件的计算可靠性,对六边形套管型燃料堆芯(HCTFR)临界质量测量试验数据进行了验证计算和偏差分析。通过分析不同位置铝组件的反应性差异,提出了新的近活性区铝组件计算模型,将铝组件近活性区布置方案的计算偏差从2.2%降低至0.1%,为堆芯核设计程序的工程验证奠定了较好的基础。

摘要：由于活化箔材料和单晶硅目标核素的活化截面随中子能量的变化曲线形状不同,导致等效2 200 m/s热中子注量率的活化箔法确定值与单晶硅目标活化率的对应值存在一定的偏差。为研究活化截面的变化差异对测量的影响,对热中子活化截面均服从1/v规律,但共振积分和2 200 m/s热中子活化截面的比值相差较大的Zr箔和CoAl箔进行了测量比较。结果表明,由于超热中子对前者的活化率贡献更大,导致Zr箔确定的值明显高于CoAl箔的值,活化截面的变化差异对测量结果有显著影响。为消除该影响,采用通过两种活化箔确定的值和Stoughton-Halperin约定关系式建立方程组的方法,确定了与单晶硅目标活化率对应的等效2 200 m/s热中子注量率。

摘要：采用六边形套管型燃料堆芯(HCTFR)7个零功率物理试验方案的试验数据对核设计程序(CELL+CPLEV2)的计算精度进行工程验证。验证结果表明,7个临界试验方案的临界棒位有效增殖因子(k_(eff))计算偏差均在±0.8%以内,与试验结果符合较好,控制棒价值和停堆深度计算偏差也都在可接受范围内,表明CELL+CPLEV2程序具有较高的计算精度和可靠性,可用于HCTFR的核设计。

摘要：钍基熔盐堆石墨材料辐照考验目标为:中子注量为5×10^(20)cm^(-2)(±15%)(E>0.1 Me V),堆内辐照试验温度650℃(允许偏差±50℃)。为了满足辐照考验要求,在高通量工程试验反应堆(HFETR)第92-I炉的K07孔道进行辐照验证试验。该验证试验辐照装置采用分段构成的型式,主要由辅助密封段、辐照试验段、气管组件3部分构成,辐照罐外围为去离子水,辐照罐内为惰性气体用于控制辐照试验温度。使用MCNP程序对各样品中子注量进行预示计算,同时在辐照装置阳面和阴面都布置了探测器进行中子注量测量。试验表明:在辐照试验过程中,在辐照装置调气系统最佳导热模式下辐照温度略高于上限700℃;利用MCNP程序预示计算中子注量结果为5.7×10^(20)cm^(-2)(E>0.1 Me V),而中子注量测量结果为4.83×10^(20)cm^(-2)(E>0.1 Me V),基本满足石墨材料辐照考验中子注量要求。

摘要：在反应堆中子注量测量中,活化探测器可能会经历多个燃料循环的中子辐照,不同燃料循环的中子能谱也会发生变化。考虑到中子能谱变化的影响,对某批次国产反应堆压力容器辐照材料进行中子注量测量修正。计算结果表明,探测器权重快中子注量率(E>1.0 MeV)修正后比理论中子注量率(E>1.0 MeV)高1.75%;与修正前相比降低了3.73%,中子能谱变化的影响不容忽视。

摘要：秦山第二核电厂1、2号机组的辐照监督试验全部8个批次已经完成。通过不同快中子注量下辐照监督试样的力学试验,得到压力容器材料的强度、延伸率、冲击韧性等的变化值,以及上平台能量和韧脆转变温度变化值。与未辐照材料性能相比,监督管试样均有一定的辐照强化和脆化效应,韧脆转变温度有不同程度的上升,但均低于FIS公式预测值。综合评价认为:2个机组压力容器材料的辐照脆化效应均处于较低水平。

摘要：核电站反应堆运行一段时间后改为低泄漏装载,这种将深燃耗元件布置在最外区与最初最外层布置新元件两种装载对辐照监督管的中子注量率影响很大,在辐照监督管中子注量测量中必须对其进行修正,这种低泄漏修正因子一般采用理论计算给出。本文提出利用辐照监督管中的Ni活化生成物58Co半衰期短的特点,测量得到低泄漏修正因子。结果表明:试验测量的修正因子与计算值符合很好,辐照监督管中直接采用Ni探测器测量低泄漏修正的方法是可行的。

摘要：在高通量堆(High Flux Engineering Test Reactor,HFETR)内辐照了 ThO2 样品,利用三氟甲烷磺酸(Trifluoromethanesulfonic Acid,TFMS)将辐照后的ThO2样品溶解,对辐照产生的233Pa和95Zr、103Ru、137Cs等裂片核素进行了分析,获得各核素相对于Th的产额;利用磷酸三丁酯(Tributyl Phosphate,TBP)萃淋树脂对铀/钍进行了分离,并用电感耦合等离子体质谱(Inductively Coupled Plasma Mass Spectrometry,ICP-MS)γ谱仪对辐照生成的U含量进行了测算。在热中子注量1.32×10^20 n·cm^-2(快/热中子比约2.8∶1)条件下,7.1 mg辐照后的二氧化钍中233U含量为8.01 μg(产额为0.128%,U/Th),232U含量为1.21×10^-4 μg,^232U/^233U为1.51×10^-5。

摘要：活化法测量硅单晶中子嬗变掺杂的辐照热中子注量时,由于活化探测器与硅的目标反应截面随中子能量的变化曲线存在一定差异,导致测量值可能存在较大偏差。为了抑制反应截面差异引入的测量影响,基于Stoughton-Halperin约定关系,确立了二元一次方程组求解法和线性最小二乘拟合法,并使用多种活化探测器进行了实验。结果表明:同一位置的不同探测器测量值存在显著差异,基于合理的探测器组合,采用上述方法能够显著减小测量值偏差,偏差可达3%以内。因此,两种方法均能有效抑制截面差异引入的测量影响,并且方程组法仅需要两种探测器,相比最小二乘法更有一定的优势。此外,该方法还适用于其他热中子辐照样品。

摘要：在推进百万千瓦级核电站压力容器的国产化过程中,为评价该项目材料性能,开展了材料辐照考验。为确定辐照试验关键指标——快中子注量的准确性,在材料辐照开始前进行条件试验,准确测量辐照位置快中子注量率,对材料辐照时间进行控制。辐照期间同时布置活化探测片,测量样品真实的辐照快中子注量。试验结果表明:条件试验测量结果比较好的反应了辐照装置内中子注量率,全部4批次辐照试验均满足目标要求,与目标值最小偏差为1.00%,最大偏差6.58%。试验中子注量控制符合要求。