摘要：为解决hfetr堆中心孔道活性区相关材料释热率的测量问题,开展了释热率测量装置的研制。在研制过程中,基于量热法的基本原理,辐照孔道的结构限制和反应堆的要求,进行了测量装置结构设计、强度校核和热工分析。测量装置组装完成后,在hfetr堆G07孔道开展了测量试验,同时测得了321不锈钢、6061铝合金和Zr-4合金三种材料在hfetr堆活性区450mm和750mm处的释热率。试验结果显示:测量装置在测量过程中运行稳定可靠,满足hfetr堆安全运行要求;量热计结构小巧紧凑,可同时测量多种材料的释热率;量热计模块化设计,安装于测量装置的不同轴向位置,可同时测量辐照孔道不同轴向位置的释热率;测量结果较好地体现了释热率与堆功率、测量位置的相关性,测量结果可靠有效。

摘要：建立了6Li D转换器中14Me V中子源强的计算模型,对转换器不带辐照样品和分别带2、3、4个辐照样品时的中子源强进行了计算,对转换器产生的中子和来自于堆芯的中子在样品内的能谱和中子注量率进行了计算。结果表明,辐照管内充水和氦气时,辐照样品内由转换器产生的能量大于13Me V的中子分别占能量在1Me V以上中子的25.7%、24.6%,辐照样品内由堆芯产生的能量大于13Me V的中子仅占能量在1Me V以上中子的10·5左右,样品内14Me V中子源强分别可达4.31×1013nT·s·1、3.34×1013 nT·s·1;中子注量率分别可达2.66×1010nT·cm·2·s·1、3.53×1010nT·cm·2·s·1。

摘要：精确确定辐照孔道内样品中子注量率分布是开展辐照实验设计的基础,本文对hfetr辐照孔道中子注量率分布的重要影响因素进行了敏感性分析。结果表明,辐照孔道之间的影响随着孔道间距离的增大而减小,距离最近的孔道影响可达8%;考虑所有燃耗步求得的样品中子注量比只考虑中间燃耗步的更精确,两者偏差随着辐照注量的增加而减小,最大偏差达6%;孔道周围燃料元件轴向燃耗均匀分布与近似余弦分布时的样品中子注量率偏差达4%,后者计算精度提高约45%;考虑计算效率和计算精度,计数栅元高度取1.5~2.5 cm较为合适。

摘要：本文以实验为基础，讨论了ＨＦＥＴＲ堆芯材料γ释热径向分布，并且描述了材料γ释热率与反应堆热功率、热中子注量率之间的关系．同时，给出了它们之间的关系表达式．

摘要：高通量工程试验堆在运行期间,由于核功率保护仪探测器失效将直接影响反应堆的运行安全与运行质量。为此,提出了在不停堆和不影响运行需求的状态下,核功率测量仪与核功率保护仪共用一支中子探测器的使用对策。本文就此方法对核功率测量仪的电流进行研究分析,研制出一种信号适配器,经试验验证,满足反应堆运行需求,大大提高了反应堆的可运行性与经济性。

摘要：本文介绍了 U-Al 合金燃料元件首次堆外破损检查方法和用 Ge(Li)γ 谱仪测量结果.分析测量的裂变产物有^(95)Zr、^(95)Nb、^(103)Ru、^(131)I、^(141)Ce 等,检查出破损元件一盒.

摘要：本文简要介绍了大型柴油发电机组在低频低压下快速自启动的理论依据、方法和辅助设备的改进。最后,讨论了柴油机组自启动的试验结果。

摘要：本文介绍了 hfetr 主冷却系统十年来的运行及维修情况。着重介绍了主泵的改进、热交换器的振动实验和结垢检查,蝶阀开度的限位与标定等内容。

摘要：根据高通量工程试验堆(hfetr)十年运行期间放射性流出物的排放量、剂量学模式与参数、以及危害估算模式,对堆址80km 范围内公众的有效剂量和辐射危害进行了计算和分析。辐射危害的最大个人危险1.34×10^(-10)—2.24×10^(-7),为可忽略的危害水平,且低于我国不同产业非辐射死亡的个人危险(10^(-5)—10^(-3));而群体危险8.45×10^(-7)—2.88×10^(-3)人·a^(-1),与堆址 80km 范围非辐射致死性癌症死亡人数(3.44—3.78)×10~3人·a^(-1)相比,也是可以忽略的。

摘要：本文对 hfetr 冷却剂——水的辐照分解做了细致的研究。监测了10—80MW 运行功率下氢及过氧化氢的生成量,以及同一功率状况下氢及过氧化氢随时间的变化情况、辐解量与水质的关系等.实验表明:辐解产物——氢及过氧化氢的量随功率的升高而增加,但功率提升至30MW 以后,其量变化缓慢。在同一功率状况下,自达到功率的瞬间开始,辐解量随时间迅速增加,但很快趋于稳定。反应堆在10—80MW 功率下运行,正常状况的氢含量不超过15mL/L(H_2O),过氧化氢最大为26.6ppm.