摘要：对高温气冷堆中燃料球运行情况的准确监测是保障反应堆安全可靠运行的关键。针对原有探测器的不足,利用穿透式涡流检测原理提出了新型对装式燃料球传感器。运用有限元方法建立了该传感器的电磁场数值计算模型,对传感器结构参数和检测参数进行了分析和优化设计。实验结果表明,该传感器过球信号信噪比高,对连续过球具有很好的分辨率,满足反应堆现场使用要求。

摘要：10MW高温气冷实验堆(HTR-10)是球床型反应堆,燃料元件的装卸和循环可不停堆,为了保证其安全运行,必须准确地知道燃料元件的装卸和循环过程可能引起的反应性变化,尤其是向堆芯装料时引入的反应性变化。HTR-10首次临界后对燃料球和石墨球的反应性价值进行了测量。本文介绍了燃料球和石墨球反应性当量刻度的方法,给出了初始装载堆芯和空气气氛下的燃料球和石墨球反应性当量实验测量结果。

摘要：利用堆芯总量程序包KORIGEN和蒙特卡罗程序MCNP4A软件分别模拟计算燃料球的燃耗和高纯锗(HPGe)探测器的响应,研究球床式高温气冷堆的燃料球在不同燃耗和不同冷却时间等测量条件下的燃耗测量不确定性问题。通过HPGeγ谱仪对燃烧过的燃料元件进行模拟!谱结果分析,如果用裂变核素137Cs作为燃耗测量的标示核素,要使燃耗测量系统的计数统计不确定度达到5%水平,燃料球的冷却时间不能低于6d,且燃耗测量时间至少需要15s。

摘要：一、前言 核反应堆内使用的核燃料,为三种放射性元素U235、U233和Pu239。U235是自然界存在的,占天然铀的0.7％,天然铀中绝大部分为U238。U233和Pu239在自然界不存在,它们是在核反应堆中生产出来的。在核反应堆中元素Th232吸收中子,转变为U233,而 U238吸收中子转变成Pu239,它们也可作核燃料。并且U235或Pu239均是制作原子弹的重要材料。但目前。

摘要：2011年12月20日，上海市科技小巨人企业上海鼓风机厂有限公司又一成果传出，承担设计制造的国家科技重大专项研发课题，高温气冷堆核电站燃料球输送用氦气压缩机经过72h连续运转试验达标后，圆满通过了清华大学核研院的型式试验的出厂验收。上海市核电办、清华大学、上海交通大学和上海发电设备成套设计研究院等领导、专家及行业人士共同见证了这一开心时刻。

摘要：建在清华大学的高温气冷实验堆 (HTR- 10 )为球床堆型 ,采用多次循环连续装卸的燃料管理方式。HTR- 10的初始态堆芯由燃料球和石墨球混合组成 ,而平衡态堆芯为单一的燃料球堆芯 ,如何进行燃料管理 ,实现由初始态向平衡态堆芯的过渡 ,是 HTR- 10物理研究中的重要问题。该文研究了一种依据反应性自动调节的燃料管理方式。采用物理设计数字模拟了过渡过程中的燃料管理。结果表明 ,这种燃料管理方式能保证对于排出堆芯外石墨球、未达卸料燃耗水平的燃料球和达到卸料燃耗水平燃料球的区分 ;

摘要：在燃料装载量不变情况下,燃料球体积填充率的变化对于先进高温堆的堆芯物理特性有重要影响。我们运用蒙特卡罗程序MCNP 5对Keff、中子能谱及中子注量率的空间分布进行了研究。计算中,燃料球体积填充率取值范围在最密堆积和最稀堆积之间(0.7405–0.5236)。结果表明,燃料球体积填充率的增加可以提高堆芯的Keff,促使中子能谱更加硬化,使中子注量率峰值所在轴向的位置上升。从而为先进高温堆的设计和计算程序的开发提供理论基础。

摘要：钍基氟盐冷却高温堆(Thorium-based Pebble Bed Fluoride Salt-cooled High-temperature Reactor,PBTFHR)作为第四代核反应堆的堆型之一,其燃料元件由TRISO(TRi-structural ISOtropic)包覆燃料颗粒组成,具有较好的中子性能和安全性。本工作采用 SCALE 6.1 程序开展 PB-TFHR 的临界和燃耗性能计算,结合PANAMA模型研究包覆燃料颗粒的破损率,分析了PB-TFHR中TRISO包覆燃料颗粒的kernel半径、包覆层的厚度和密度对堆芯中子学性能、裂变气体氪、氙和碘产量及包覆燃料颗粒破损率的影响,给出优化的包覆燃料颗粒结构,为其物理设计提供参考。研究发现:当保持包覆层的厚度和密度不变时,较大的kernel半径(≥0.01 cm)可使堆芯处于欠慢化区,且堆芯温度反应性系数均为负值;在相同的燃耗下,kernel半径越小,堆芯中裂变气体的生成量越少,且包覆颗粒的破损率越小;当保持包覆层密度不变,只改变包覆层的厚度时,疏松热解炭层和内致密热解炭层的厚度对keff有较大影响;而当保持包覆层厚度不变只改变包覆层的密度对keff影响较小。

摘要：10 MW高温气冷实验堆 (简称 HTR- 10 )在清华大学核能技术设计研究院建成 ,并于 2 0 0 0年 12月实现了初次临界。该文利用高温气冷堆物理模拟程序 VSOP对 HTR- 10初次临界装料进行预估 ,计算了初次临界所需燃料球和石墨球数 ,为临界实验提供依据。在计算中考虑了燃料元件的双重非均匀性、谱计算中的曲率反馈和石墨球与燃料球均匀混合的效应以及堆芯顶空腔附近扩散系数的输运修正。还详细考虑了堆芯燃料球和石墨球以及反射层石墨中杂质对反应性的影响。初次临界实验表明 ,临界装料的预估值与试验结果相对误差在 1%之内 。

摘要：为了制备高温气冷反应堆用燃料芯核,致密UO_2微球,研究了一种新的溶胶-凝胶工艺.该流程具有经典的溶胶-凝胶工艺的优点,但克服了它们的缺点.已经知道,合理的配方设计和良好的干燥条件是克服破裂困难的关键因素.影响胶滴尺寸及其分布的控制因素是:极限流量、几何因子、物理因子和振动因子.微球干燥和焙烧参数的优化是依据热分析曲线来确定的.用SEM方法观察了热处理过程中的微观结构的变化.观察了真空烧结的重结晶现象.观察了UO_2·nH_2O的化学气相沉积.结果表明:晶粒大小随烧结温度增加而增加.本工艺适合于制备500μm直径的微球.其产率为90%.球度优于1.08.球径范围为470-530μm.1400-1450℃真空条件下的烧结密度范围为10.71-10.76 g/cm^3.