摘要：本文采用MCNPX程序对某一炉段的堆芯布置进行建模,计算出了整个运行炉段不同时刻元件芯体内典型裂变产物的累积量,结合该炉段实际运行期间监测的一回路水质数据,通过数值计算得到HFETR典型裂变产物的逃脱率系数,并与核电厂辐射屏蔽设计标准进行比较。结果表明:HFETR典型裂变产物的逃脱率系数与核电厂标准存在数量级上的差距。因此,本文的研究成果对同类型研究堆的辐射屏蔽设计提供了参考。

摘要：基于反应堆流动冷却剂水中l6O(n,p)l6N核反应产生的l6N特征γ谱的在线探测可实现水冷堆的功率监测,在高通量工程试验堆(HFETR)一回路上设计了一套用于一次水l6N特征γ谱在线探测的辐射监测系统,并基于l6N特征γ谱能量区间内的计数率,首次开展了整个炉段的反应堆功率在线监测实验。实验表明,在合适的屏蔽铅室设计与几何布置条件下,基于l6N特征γ谱功率监测系统的l6Nγ计数率与功率线性关系较好,总计数率的死时间与l6Nγ计数率本底较低等优点,可实现反应堆功率量程范围的核功率的准确测量,为水冷堆l6N辐射监测提供数据参考。

摘要：状态报告是核电厂开展经验反馈的基础,通过学习和借鉴核电厂状态报告管理方法可以完善高通量工程试验堆(HFETR)的经验反馈制度,提高HFETR运行的安全性和日常运营管理水平。本文首先对核电厂状态报告体系开展了初步的分析;然后结合HFETR运维管理水平分析了相应的状态报告实施策略和组织接口,建立了HFETR状态报告事件分级准则,并完成了相关事件分级工作;最后本文为HFETR实际实施状态报告开发出模板,建立了状态报告流程,并提出了后续工作的重点内容。本文的研究为推动HFETR建立状态报告管理体系奠定了基础。

摘要：高通量工程试验堆(HFETR)入单晶硅辐照时会引入微小的正反应性扰动,对邻近电离室孔道内的周期监测产生一定的影响。本文基于HFETR堆芯装载和燃耗分布使用蒙特卡洛核粒子输运程序(MCNP5)建立了反应堆物理计算模型,采用蒙特卡洛核粒子输运扩展程序(MCNPX2.6)计算燃耗产物,分析了8kg单晶硅通过辐照孔道进入堆芯过程对邻近周期监测的影响程度。研究结果表明,HFETR入8kg单晶硅会导致邻近辐照孔道内中子注量分布发生畸变,可能会因单晶硅的辐照位置变化导致15#电离室(15DS)中下方局部位置的中子通量变化超过此处周期监测仪的报警阈值。

摘要：高通量工程试验堆(HFETR)建造于20世纪70年代,在达到20年的设计寿期并进行HFETR的延寿工作时,应国家核安全局对定期安全审查的要求,才开始开展系统性的老化管理研究。经过多年的研究工作,已建立了一套HFETR老化管理方法,其中明确了老化管理的组织机构及职责,完成了老化管理分类及老化机理分析,并编制了有效的老化管理大纲和老化管理对象的老化管理程序,保障了老化管理活动的有效开展。例如HFETR的压力容器(RPV)按照老化管理大纲和RPV老化管理程序开展了老化管理的实施、监督检查等活动,并采取缓解措施有效地降低了RPV纵焊缝处的辐照损伤,从而保证了RPV在延寿期内的安全性。经过十几年的老化管理实践,HFETR目前还保持有足够的安全水平,寿期也已成功延长至40年以上,表明HFETR的老化管理方法是有效的。