摘要：随着计算机水平和模拟仿真技术的发展,CFD(Computational Fluid Dynamics)数值模拟越来越多的用于热工领域的分析研究。与传统实验方法和理论分析等相比,CFD模拟分析可以提供更为精细化的结果分析。为确定堆外破检系统最短维修时间,本文以hfetr套管型元件燃料段为模型,使用CFD软件FLUENT对其在有限体积容器内自然对流特性进行了数值计算。结果发现当容器壁面绝热时,在计算工况下容器内无法形成稳定的自然循环流动,流体工质在34min后发生沸腾,建议堆外破检系统驱动设备故障后,需在30min内恢复。

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)入口水温的变化会引起燃料元件换热特性的改变,对反应堆的安全运行有重要影响。基于流体仿真软件FLUENT和蒙特卡洛粒子输运程序MCNP,采用物理-热工耦合的方法,针对热盒燃料元件分析了42、44、46、48、50℃入口水温下的燃料元件温度场和燃料包壳热流密度分布。结果表明:hfetr燃料元件的芯体温度峰值、包壳热流密度值和最小烧毁比(DNBRmin)均满足热工安全限值的要求,并且具有较大的安全裕度。

摘要：为验证中国工程试验堆(CENTER)燃料组件设计,在燃料组件正式定型前需开展组件辐照考验,CENTER燃料组件在高通量工程试验堆(hfetr)内采用随堆辐照方式进行辐照考验。根据CENTER燃料组件特点,开展了hfetr辐照考验CENTER燃料组件燃耗计算方法研究,确定了CENTER燃料组件辐照考验堆芯物理计算采用镶嵌耦合方法。结果表明,燃料组件平均燃耗计算值与测量值偏差为3.25%,满足辐照考验要求。

摘要：以离心泵的主要性能参数为依据,讨论了反应堆在运行过程中需要注意的问题;以高通量工程试验堆(hfetr)运行为背景,归纳了离心泵在运行过程中容易出现的10种典型故障;运用离心泵的基础知识,可帮助运行人员迅速发现、判断和处理离心泵在运行时发生的故障,保证反应堆安全运行。

摘要：采用ANISN程序,DOT 3.5程序和组合几何全能区蒙特卡罗程序计算了hfetr中子能谱。计算中堆芯简化为由燃料元件、铍组件、铝组件和水层的同心环所组成。堆芯中心K11位置放置不同部件。对各种方案计算分析后,得到了hfetr最佳圆柱形热阱半径、超热中子谱表达式等有实用价值的结果。计算结果与已有的能谱和能谱参数实验值进行了比较,在误差范围内是相符的。

摘要：本文通过合理有效的近似，根据单群中子模型，建立了高通量工程试验堆（ＨＦＥＴＲ）堆芯反应性消耗率估算模型，探讨了影响反应性消耗率的因素，把估算模型和数值计算及堆的实际运行结果做了比较，得出了具有一般性的结论，并用堆物理理论解释了这一结论．本文还探讨了结论在研究堆和核电站堆芯装载设计中的应用．

摘要：本文叙述了氚的特性,含氚废水的处理与处置方法以及我国高通量工程试验堆(hfetr)含氚废水的处置。

摘要：为进一步进行燃料元件故障监测技术研究,开展了燃料元件破损在线监测装置在hfetr上的试验研究工作。本文对试验结果进行了讨论与分析,发现了"碘坑"现象和启堆时135 Xe中毒现象,这两个现象都与理论分析结论一致。同时也将装置监测的结果与实验室取样测量结果进行对比,发现装置的监测结果与实验室测量结果符合较好。试验研究表明,燃料元件破损在线监测装置具备了在一回路水复杂环境下连续跟踪目标核素进行定性及定量监测的能力,具备了在实际工程应用能力。