摘要：介绍了医院中子照射器(IHNI)零功率实验及其装置,利用MCNP程序,对IHNI零功率实验装置进行模拟计算,得到中心控制棒价值、上铍反射层效率、径向燃料元件效率、铝瓦效率等。计算值和实验值相互验证,结果符合较好。

摘要：20世纪80年代以来,中国原子能科学研究院在国内外设计、建造了9座微型反应堆(微堆),这些微堆均采用高浓铀为燃料。随着全球防止核扩散的形势要求,微堆低浓化工作受到了国际社会的高度关注。在保持微堆功率和堆芯几何尺寸不变的情况下,通过原型微堆燃料从高浓铀向低浓铀转化的研究,针对堆芯设计、装卸料和实验技术,开展了物理计算、结构设计、安全分析和实验测量等工作,采用235 U富集度12.5%UO 2燃料替代235 U富集度约90%U-Al合金燃料,微堆低浓化后调试结果满足应用要求,并保持了很好的固有安全特性。

摘要：微型反应堆(简称“微堆”)卸料装置用于微堆乏燃料卸出操作。卸出的微堆乏燃料具有很高的放射性,且卸料后还需利用原有堆筒体进行装料运行,卸料装置需确保人员安全,同时又能保持反应堆筒体的完整性和密封性。新型卸料装置研制主要由专用卸料工具、辅助长柄工具、卸料支架、屏蔽铅罐、滑车和工字钢支架等部件组成。卸料时,专用卸料工具仅通过堆筒体上部的小盖开口就可实施吊装,最大程度保持结构完好。其他装置配合专用卸料工具使用,乏燃料便可经由远距离操作实现起升和平移,放入屏蔽铅罐,有效降低工作人员受照剂量。对卸料装置进行结构配合、安全验证和模拟操作等实验,结果表明设计满足使用要求。目前,卸料装置已成功应用于原型微堆的卸料操作中,结构简单,操作简便,制造成本低,操作人员所处位置剂量水平低,受照时间短,符合相关国家标准的规定,未来,可推广应用于国内外微堆低浓化卸料或退役的实际操作中。

摘要：为了顺利开展低浓铀转化,使用MCNP、WIMSD和CITATION程序建立了尼日利亚微堆(低浓铀)模型,计算了尼日利亚微堆(低浓铀)的几个主要参数,并在微堆零功率装置上完成了零功率实验,测量获得中心控制棒、上铍、最外围元件、内辐照管和外辐照管等实验部件的反应性效率,实验数据和计算结果符合较好。完成了尼日利亚微堆(低浓铀)现场安全功能实验,实验结果证实尼日利亚微堆(低浓铀)具有良好的安全性能,标志着中国原子能科学研究院完成了尼日利亚微堆(低浓铀)低浓铀转化。

摘要：通过对微型中子源反应堆(MNSR)控制系统理论分析,建立相应的Simulink模型,开展MNSR控制系统的仿真分析。为便于稳定性分析,对MNSR控制系统的数学模型进行了降阶和离散化,在降阶和离散化后的开环传递函数的基础上,利用Matlab工具的根轨迹分析工具箱,进行了稳定性分析,得到了不同采样时间下的临界增益。在反应堆稳态运行时引入正的阶跃反应性的情况下,进行了不同采样时间Ts下的PID控制器的比例系数Kp的整定,确定了两个Ts下的K p的最佳整定值。随后,整定了不同Ts和Kp下的最佳微分系数Kd。Ts、Kp和K d整定后,在Ts=60 ms、Kp=2500和Kd=300的情况下,分析了负阶跃反应性输入和斜坡反应性输入时的反应堆的中子通量密度、控制棒速度以及控制棒引入的反应性的响应。仿真分析的结果表明,有关MNSR控制系统的Simulink建模准确,分析数据可靠,为MNSR控制系统的软硬件设计提供了理论基础。

摘要：微型反应堆(简称"微堆")低浓化及退役都包含乏燃料卸出的操作,而保证乏燃料安全卸出的关键设备之一就是卸料装置。现有的卸料装置在操作过程中会破坏微堆堆筒体密封性,并且无法恢复,但微堆低浓化后还需利用原有堆筒体进行装料运行,所以本文在此需求的基础上设计了一套新型的卸料装置,可在不分离筒节、不破坏筒体完整性及密封性的前提下完成卸料操作。新设计的卸料装置包含卸料操作工具和辅助机械装置两部分。卸料操作工具通过小盖开口即可实现燃料组件的抓取,实施吊装。卸出的微堆乏燃料具有很高的放射性,卸料操作工具配合辅助机械装置,可实现远距离起升平移的操作,这种设计便于屏蔽,同时可有效降低工作人员所受辐射剂量。对该卸料装置进行计算和可靠性分析,结果表明其强度远大于实际使用载荷,安全可靠,能较好地满足微堆使用需求。新型微堆卸料装置具有经济性好、易制备、易操作的特点,下一步将在国内外微堆低浓化卸料或退役中推广应用。

摘要：设计了1套用于微型中子源反应堆(简称微堆)中子信号的宽量程微电流数据采集系统,用于微堆物理实验的监测。系统中使用具有极低偏置电流的斩波稳零运算放大器作为主放大器、数据选择器作为增益切换的主要器件、C8051FXXX系列片上系统(SoC)中的020作为ADC和控制芯片。其电流检测范围为10-11～10-6 A,分为6个量程,各量程间自动切换,能通过串口与PC通讯。在原型微堆上验证了设计的正确性。

摘要：医院中子照射器是我国建造的第1座用于医疗目的的微型反应堆,已于2009年12月7日首次达临界,2010年1月22日达到满功率运行。在治疗前,需测量出口处的中子通量密度及能谱等参数,为后续实验提供依据。本文用MCNP建立医院中子照射器模型,得到能谱计算值。选用金箔活化法测量绝对中子通量密度,多箔活化法测量中子能谱,用SAND-Ⅱ程序解谱,并将实验结果与计算结果进行了比较。

摘要：针对微型反应堆乏燃料运输容器设计了专门用于装载微堆乏燃料的组件。容器由屏蔽容器和吊篮组成,外部尺寸为540×831 mm,主要屏蔽材料为铅,主要结构材料为不锈钢。采用ORIGEN2计算最大源强,使用MCNP模拟计算容器表面及距离1 m处剂量率水平。屏蔽实验和实际测量结果表明,容器装载乏燃料时辐射水平小于通常的剂量约束值,也低于GB11806-2004对工作人员的剂量限值,符合微堆乏燃料安全运输的实际需求。