摘要：介绍了 hfetr 十年运行中所积累的一部分实践经验,如最大允许功率的简化计算方法、控制棒间干涉效应及相对效率刻度、冷却系统改进后的特性及安全分析、运行中的失水监督等,最后,还对发生的事故及其处理方法作了简要介绍。

摘要：中国聚变工程试验堆(CFETR)先进材料辐照考验样品所在胶囊结构较为复杂,其内部填充氦气,胶囊肋条尺寸、位置以及胶囊内部填充材料对样品温度影响大。基于STAR-CCM+程序建立CFETR先进小样品辐照装置内胶囊全尺寸模型,针对样品的目标温度,对胶囊的肋条和填充材料进行了调整。对于胶囊内整体样品释热率较低的情况,采用释热率较大的钨材料作为填充材料,可以明显提高整体样品温度;对于局部样品释热率差别较大的情况,调整局部肋条的尺寸和位置,能够很好控制样品间的温度,使样品计算温度满足目标温度范围。结果表明:采用上述方法进行优化后,样品中心温度能够满足目标温度范围,且满足入高通量工程试验堆(hfetr)辐照的热工安全,保证整个辐照任务能够顺利开展。

摘要：研究堆用铝合金包壳的堆内平均腐蚀速率大小直接反映了包壳材料的抗腐蚀性能。高通量工程试验堆(hfetr)每炉段运行经验表明,堆内铝合金包壳经活化腐蚀作用会在一回路冷却剂中产生大量的放射性核素^(24)Na,且较快就达到稳定的活度浓度值。理论上,基于hfetr一回路^(24)Na平衡活度浓度可实现运行期间铝合金包壳堆内平均腐蚀速率的定量评估。本文通过分析hfetr一回路中^(24)Na核素的生成、释放和迁徙机理,将一回路划分为辐照区、冷却剂区和净化区三个节点,建立出铝合金包壳堆内平均腐蚀速率与^(24)Na平衡活度浓度的关系模型;然后使用蒙特卡洛核粒子输运程序对反应堆建模,计算出三节点模型中所需物理参数;最后通过hfetr一回路^(24)Na活度浓度的运行监测值分别对反应堆使用过的三类铝合金包壳进行平均腐蚀速率评估计算,并与堆外腐蚀试验结果开展对比。结果表明,本文提出的方法可以在一定范围内定量估算堆内铝合金包壳的平均腐蚀速率,可为研究堆用铝合金包壳的实际堆内抗腐蚀性能分析提供依据。

摘要：本文展望了高通量工程试验堆(hfetr)的发展前景。hfetr 开发利用的重点是核电站和动力堆燃料元件及材料的辐照试验,高技术核能领域课题基础研究。在同位素研制生产和源机配套应用、辐射加工方面,开拓反应堆综合利用的深度和广度。hfetr 应纳入国家科学发展规划,完善设施,作为国家实验室向国内外开放。

摘要：为提高hfetr(高通量工程试验堆)气载流出物的监测能力,基于目前主流的压缩后谱分析方法,构建了惰性气体核素分析系统,有效提高惰性气体的探测下限,实现了低放射性水平惰性气体的核素分析测量。本文详细论述了惰性气体核素分析系统的设计与工程实现过程,可以为后续类似系统设计提供参考。

摘要：为持续提高反应堆安全水平,定期安全审查(PSR)已在国际范围内得到广泛重视并加以实施。研究堆的PSR具有一定的独特性。在阐述实施定期安全审查的理由、目的、法规标准体系的基础上,介绍定期安全审查的安全因素、工作流程和实施步骤,结合高通量工程试验堆(hfetr)第一次、第二次和第三次定期安全审查实践的经验总结,提出研究堆定期安全审查方法建议。

摘要：高通量工程试验堆(hfetr)事故余热排出系统用于事故工况下排出反应堆余热保证堆芯安全。本文应用Risk Spectrum软件对hfetr事故余热排出系统开展概率安全评价(PSA),通过贝叶斯数据处理方式进行基础数据处理、通过整合部分发考虑共因故障,并以事故余热排出系统失效为顶事件建立了hfetr事故余热排出系统故障树模型,定量给出了hfetr事故余热排出系统失效概率。同时以事故余热排出系统模型及运行可靠性数据位基础,进行了最小割集分析、重要度分析和灵敏度分析,较全面地分析了该系统的风险水平,为系统改造升级提供了重要参考。

摘要：^(89)Sr是重要的医用同位素,拟利用高通量工程试验堆(hfetr)批量生产^(89)Sr,2016年开展了^(89)Sr生产试验,并改进了^(89)Sr产量计算方法,计算结果表明:按照本文批量生产模式预计hfetr的^(89)Sr年生产能力为50Ci,满足国内市场需求。