中国实验快堆中子能谱测量实验研究 被引量：6

1

作者 陈晓亮 陈效先 +5 位作者 喻宏 杨勇 张强 王事喜 胡定胜 赵郁森 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B06期52-55,共4页

中子能谱是反应堆的一项重要参数,在快堆中,中子能谱直接决定其增殖与嬗变性能。中国实验快堆是我国第一座钠冷快中子堆,需测量其中子能谱。本文利用活化法在堆芯两个位置进行辐照实验,利用解谱程序处理得到这两个位置的中子能谱。实验... 中子能谱是反应堆的一项重要参数,在快堆中,中子能谱直接决定其增殖与嬗变性能。中国实验快堆是我国第一座钠冷快中子堆,需测量其中子能谱。本文利用活化法在堆芯两个位置进行辐照实验,利用解谱程序处理得到这两个位置的中子能谱。实验结果表明,两个位置的中子能谱与理论计算值基本一致。 展开更多

关键词 中子能谱 活化法 中国实验快堆

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中国实验快堆安全棒和补偿棒价值理论分析和试验研究 被引量：4

2

作者 陈仪煜 杨勇 +4 位作者 刚直 徐李 杨晓燕 周科源 胡定胜 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B06期92-94,共3页

利用蒙特卡罗程序对净堆临界和运行转载冷态下的安全棒和补偿棒的单棒价值以及棒组价值进行理论计算,同时通过落棒法和周期法对安全棒和补偿棒价值进行试验测量。经比较可看出,试验值与理论值吻合很好,两者的误差在5%以内。计算结果表明... 利用蒙特卡罗程序对净堆临界和运行转载冷态下的安全棒和补偿棒的单棒价值以及棒组价值进行理论计算,同时通过落棒法和周期法对安全棒和补偿棒价值进行试验测量。经比较可看出,试验值与理论值吻合很好,两者的误差在5%以内。计算结果表明,蒙特卡罗程序具有较高的计算精度,可为在后续大型快堆中的应用提供参考。 展开更多

关键词 中国实验快堆 控制棒价值 蒙特卡罗程序 落棒法 周期法

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中国实验快堆首次临界装料方案研究 被引量：4

3

作者 杨晓燕 喻宏 +6 位作者 刚直 周科源 赵金坤 陈仪煜 胡赟 田和春 李泽华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B06期58-61,共4页

本文对中国实验快堆的首次临界装料方案进行研究。分别给出首次临界装料方案的理论计算和试验结果,通过对比分析,对所采用的装料方案进行评价,同时对计算程序进行验证。研究结果表明,中国实验快堆物理启动过程中所采用的装料方案能顺利... 本文对中国实验快堆的首次临界装料方案进行研究。分别给出首次临界装料方案的理论计算和试验结果,通过对比分析,对所采用的装料方案进行评价,同时对计算程序进行验证。研究结果表明,中国实验快堆物理启动过程中所采用的装料方案能顺利完成整个装料过程,满足试验要求,且理论计算结果与试验结果符合较好,说明选用的计算程序可用于中国实验快堆临界装料方案研究。 展开更多

关键词 中国实验快堆 物理启动 装料方案 首次装料

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中国实验快堆调节棒价值测量试验研究 被引量：2

4

作者 杨勇 徐李 +4 位作者 刚直 范振东 陈效先 张强 田和春 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B06期56-57,共2页

调节棒价值刻度试验是中国实验快堆物理启动中的一项重要实验。本文使用落棒法和周期法,分别对中国实验快堆净堆临界堆芯、首炉冷态堆芯和首炉热态堆芯两根调节棒的价值进行了测量,实验结果与堆芯设计结果符合较好。

关键词 中国实验快堆 调节棒 价值测量

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中国实验快堆临界试验研究 被引量：1

5

作者 喻宏 杨晓燕 +10 位作者 周科源 陈晓亮 杨勇 胡赟 范振东 刚直 赵金坤 田和春 李泽华 赵郁森 胡定胜 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B06期62-65,共4页

中国实验快堆作为我国第1座快堆,于2010年7月21日取得首次净堆临界,完成一系列物理启动试验之后逐步取得冷态临界和热态临界。在临界试验过程中,采用了用控制棒进行临界外推的方法,顺利完成了3个状态的临界外推过程。临界试验的分析结... 中国实验快堆作为我国第1座快堆,于2010年7月21日取得首次净堆临界,完成一系列物理启动试验之后逐步取得冷态临界和热态临界。在临界试验过程中,采用了用控制棒进行临界外推的方法,顺利完成了3个状态的临界外推过程。临界试验的分析结果表明所采用的方法是合理有效的,且针对试验的相关理论计算结果是准确的。首次临界和冷态临界的最终临界状态下控制棒棒位的试验结果与理论计算结果的对比表明,两者符合良好。 展开更多

关键词 中国实验快堆 首次净堆临界 冷态临界 热态临界

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中国实验快堆压力和流量反应性效应测量实验研究 被引量：1

6

作者 胡赟 陈晓亮 +4 位作者 喻宏 刚直 陈仪煜 张坚 李泽华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B06期103-106,共4页

在中国实验快堆(CEFR)物理启动过程中,对CEFR压力反应性和流量反应性效应进行了测量研究,并进行初步的误差分析。实验中堆芯反应性测量分别使用周期法和逆动态法。实验结果表明:CEFR压力反应性为正反馈,主容器覆盖气体压力从5kPa升高至5... 在中国实验快堆(CEFR)物理启动过程中,对CEFR压力反应性和流量反应性效应进行了测量研究,并进行初步的误差分析。实验中堆芯反应性测量分别使用周期法和逆动态法。实验结果表明:CEFR压力反应性为正反馈,主容器覆盖气体压力从5kPa升高至50kPa过程中引入约+20pcm反应性,升、降压力过程测量结果的相对偏差小于10%;CEFR流量反应性为负反馈,一回路泵转速从150r/min升高至989r/min过程中引入约-49pcm反应性,升、降流量过程测量结果的相对偏差小于10%。周期法和逆动态法的测量结果符合较好。初步误差分析的结果表明,实验结果的测量精度主要由冷却剂温度测量的精度决定。 展开更多

关键词 中国实验快堆 物理启动实验 压力反应性 流量反应性

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中国实验快堆反应性温度系数理论分析和试验研究 被引量：1

7

作者 陈仪煜 胡赟 +4 位作者 杨晓燕 范振东 张强 赵金坤 李泽华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B06期88-91,共4页

利用CITATION程序对中国实验快堆(CEFR)反应性温度系数进行计算,同时与其他程序计算结果和实验测量值进行比较。CEFR反应性温度系数约为-4pcm/℃,计算结果与实验值吻合较好。升温和降温过程的反应性温度系数测量误差约为11%,满足试验验... 利用CITATION程序对中国实验快堆(CEFR)反应性温度系数进行计算,同时与其他程序计算结果和实验测量值进行比较。CEFR反应性温度系数约为-4pcm/℃,计算结果与实验值吻合较好。升温和降温过程的反应性温度系数测量误差约为11%,满足试验验收准则。测量结果可校核理论计算结果,同时为CEFR的安全运行和在换料情况下的反应性平衡分析提供参考数据。 展开更多

关键词 中国实验快堆 反应性温度效应 反应性温度系数 CITATION程序

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中国实验快堆中的^(238)U裂变反应率测量实验研究 被引量：1

8

作者 陈效先 范振东 +4 位作者 王勇 赵金坤 陈晓亮 胡定胜 赵郁森 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B06期120-122,共3页

由于238 U裂变反应率在中国实验快堆(CEFR)中是一非常关键的指标参数,因此,在CEFR的首次物理启动工作中对其进行了实验测量。在实验过程中,利用高贫化的UO2(235 U-0.002%)直接进行了238 U裂变反应率的绝对测量;利用国产贫铀片(235 U-0.3... 由于238 U裂变反应率在中国实验快堆(CEFR)中是一非常关键的指标参数,因此,在CEFR的首次物理启动工作中对其进行了实验测量。在实验过程中,利用高贫化的UO2(235 U-0.002%)直接进行了238 U裂变反应率的绝对测量;利用国产贫铀片(235 U-0.335%)、高浓铀片(235 U-90%)组合方式间接进行了238 U裂变反应率的测量。给出两种方法与理论值的对比和轴向及径向的相对分布。本实验为238 U裂变反应率测量提出一新的选择方案,并验证了其可靠性。 展开更多

关键词 中国实验快堆 裂变反应率 富集度

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中国实验快堆核反应率分布测量试验研究 被引量：1

9

作者 范振东 陈晓亮 +9 位作者 胡定胜 陈效先 曹攀 陈仪煜 胡贇 徐李 张坚 宋维 钱鸿涛 胡文军 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B06期107-110,共4页

核反应率相对分布是中国实验快堆(CEFR)的重要参数,也是获取运行许可证的必要试验数据之一。利用专用试验组件,在CEFR首炉堆芯内特定的径向或轴向位置装入同种材料的探测箔片,经辐照后测量各箔片的感生放射性活度,计算其单核反应率,经... 核反应率相对分布是中国实验快堆(CEFR)的重要参数,也是获取运行许可证的必要试验数据之一。利用专用试验组件,在CEFR首炉堆芯内特定的径向或轴向位置装入同种材料的探测箔片,经辐照后测量各箔片的感生放射性活度,计算其单核反应率,经归一化计算后得到CEFR堆芯的反应率相对分布曲线,此分布曲线与理论计算值比较,结果符合较好。 展开更多

关键词 中子活化法 核反应率 探测片

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中国实验快堆核发热开始点试验研究

10

作者 张坚 赵金坤 +3 位作者 杨勇 陈效先 曹攀 田和春 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B06期95-98,共4页

本文介绍了中国实验快堆(CEFR)核发热开始点测量试验的测量方法、试验过程及试验结果,给出了主泵转速为150r/min的核发热开始点数据,为后续低功率试验提供参考。

关键词 中国实验快堆 核发热开始点 低功率试验

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中国实验快堆平衡循环不倒料优化初步研究

11

作者 杨晓燕 徐銤 +2 位作者 王侃 李泽华 胡永明 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第6期705-709,共5页

中国实验快堆现有的平衡循环换料方案由专家经验得到。本工作采用自主开发的快堆堆芯燃料管理优化程序,对中国实验快堆平衡循环进行不倒料优化计算,通过与现有的平衡循环换料方案计算结果比较,对快堆堆芯燃料管理程序进行验证,说明现有... 中国实验快堆现有的平衡循环换料方案由专家经验得到。本工作采用自主开发的快堆堆芯燃料管理优化程序,对中国实验快堆平衡循环进行不倒料优化计算,通过与现有的平衡循环换料方案计算结果比较,对快堆堆芯燃料管理程序进行验证,说明现有的平衡循环换料方案是符合设计限值的较优方案,并给出优化的平衡循环不倒料换料方案。本工作结果表明,自主开发的快堆堆芯燃料管理优化程序可成功用于中国实验快堆的平衡循环不倒料优化。 展开更多

关键词 中国实验快堆 换料方案 快堆堆芯燃料管理优化程序

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中国实验快堆燃料组件频率测量试验 被引量：3

12

作者 李海龙 陆秋海 +4 位作者 莫亚飞 文静 孙刚 李海生 王波 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第11期1318-1321,共4页

堆芯的安全性极其重要,反应堆堆芯组件的抗震分析比较困难。为给中国实验快堆堆芯组件的数值分析提供依据,同时也为安全审评提供基本数据,利用动态测量系统完成了单根燃料组件分别在空气和水介质中频率的测量。试验中,分别采用了3档不... 堆芯的安全性极其重要,反应堆堆芯组件的抗震分析比较困难。为给中国实验快堆堆芯组件的数值分析提供依据,同时也为安全审评提供基本数据,利用动态测量系统完成了单根燃料组件分别在空气和水介质中频率的测量。试验中,分别采用了3档不同幅值的激励力。考虑安装公差对频率的影响,采用重新安装燃料组件的方法重复测量。经分析,试验结果合理可靠。 展开更多

关键词 燃料组件 频率 振型

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中国实验快堆堆芯出口区域温度监测点布置计算验证 被引量：4

13

作者 薛秀丽 杨红义 杨福昌 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第5期428-433,共6页

借助通用计算流体力学软件STAR-CD,对中国实验快堆堆芯出口区域进行稳态热工数值模拟。利用模拟计算结果,对堆芯出口钠温监测点布置的合理性及对燃料组件内发生局部堵流监测的可行性进行了研究。结果表明:这些检测点的布置位置是合理的... 借助通用计算流体力学软件STAR-CD,对中国实验快堆堆芯出口区域进行稳态热工数值模拟。利用模拟计算结果,对堆芯出口钠温监测点布置的合理性及对燃料组件内发生局部堵流监测的可行性进行了研究。结果表明:这些检测点的布置位置是合理的;应用这些监测点监测组件堵流是可行的。 展开更多

关键词 堆芯出口 温度监测 堵流 中国实验快堆

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中国实验快堆燃料破损探测系统建模、计算与分析 被引量：2

14

作者 仇春华 熊文彬 段天英 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第2期148-152,共5页

在借鉴国外研究成果的同时,结合中国实验快堆(CEFR)燃料破损探测系统的设计特点,建立了CEFR燃料破损探测系统的计算模型,并根据所建计算模型,利用LabWindows/CVI开发了CEFR燃料破损探测系统计算分析程序。用该程序进行了缓发中子探测系... 在借鉴国外研究成果的同时,结合中国实验快堆(CEFR)燃料破损探测系统的设计特点,建立了CEFR燃料破损探测系统的计算模型,并根据所建计算模型,利用LabWindows/CVI开发了CEFR燃料破损探测系统计算分析程序。用该程序进行了缓发中子探测系统可探测最小破损面积的计算,并对裂变产物的释放产生比进行了计算验证。 展开更多

关键词 中国实验快堆 燃料破损探测系统 裂变产物 反冲 扩散

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中国实验快堆奥氏体不锈钢焊接件与钠蒸气的相容性 被引量：2

15

作者 张金权 许咏丽 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第7期606-612,共7页

在400℃高温钠蒸气介质中，对俄罗斯进口的08X16H11M3奥氏体不锈钢中间热交换器与国产304奥氏体不锈钢支撑的焊接件进行了3000h的相容性模拟试验研究。结果表明：在本试验条件下，焊接试样的腐蚀速率很低，其等级为完全耐蚀；与钠蒸气... 在400℃高温钠蒸气介质中，对俄罗斯进口的08X16H11M3奥氏体不锈钢中间热交换器与国产304奥氏体不锈钢支撑的焊接件进行了3000h的相容性模拟试验研究。结果表明：在本试验条件下，焊接试样的腐蚀速率很低，其等级为完全耐蚀；与钠蒸气接触的试样焊接区及热影响区表面均未观察到晶问腐蚀；在试验后试样的焊接区和热影响区表面，所有试样均未观察到Na的渗入；在国产304不锈钢热影响区的个别表面位置虽有1～2μm深的晶界小喇叭口出现，但其成分未出现异常；在试验过程中，国产304不锈钢表面出现明显的组分元素溶解扩散，但对材料基体的组织及力学性能未产生明显影响，试验后试样的抗拉强度、屈服强度和延伸率与试验前相比无明显差别，断口形貌与试验前一样仍呈韧性断裂特征。 展开更多

关键词 焊接件 高温钠蒸气 相容性 晶间腐蚀

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中国实验快堆换料机控制系统设计及台架调试 被引量：6

16

作者 董升国 马洪盛 赵莉霞 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2008年第2期135-139,共5页

换料机是中国实验快堆的换料设备,主要通过抓手和导向管的配合运动,实现堆芯组件的抓取和插放。换料机控制系统采用了可编程控制器、数字直流调速器等自动化电气设备。通过换料综合试验台架调试,控制设备运行稳定、可靠,验证了换料机控... 换料机是中国实验快堆的换料设备,主要通过抓手和导向管的配合运动,实现堆芯组件的抓取和插放。换料机控制系统采用了可编程控制器、数字直流调速器等自动化电气设备。通过换料综合试验台架调试,控制设备运行稳定、可靠,验证了换料机控制系统的设计满足技术规格书及工艺要求。 展开更多

关键词 换料机 可编程控制器 调试

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中国实验快堆栅板联箱焊接件与钠的相容性 被引量：1

17

作者 李化青 张金权 许咏丽 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第5期534-538,共5页

在模拟中国实验快堆运行工况条件下,对用不同来源304不锈钢制造的栅板联箱焊接件进行试验研究,分析和测试在450℃钠中浸泡3 000 h后焊接件的晶间腐蚀状况及其力学性能变化。试验结果表明:在本试验条件下,焊接件试样的平均腐蚀速率均小于... 在模拟中国实验快堆运行工况条件下,对用不同来源304不锈钢制造的栅板联箱焊接件进行试验研究,分析和测试在450℃钠中浸泡3 000 h后焊接件的晶间腐蚀状况及其力学性能变化。试验结果表明:在本试验条件下,焊接件试样的平均腐蚀速率均小于0.9 mg/(m2.h);焊接件的焊接区及热影响区表面均未出现晶间腐蚀;试验前后,试样的屈服强度、抗拉强度及延伸率均无明显变化。 展开更多

关键词 304S.S.焊接件 晶间腐蚀 高温钠 相容性 渗铬氮化

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中国实验快堆虹吸破坏装置取钠口结构流体动力学分析

18

作者 彭燕 张东辉 丁振鑫 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第1期25-28,共4页

中国实验快堆在一回路钠净化系统中设置虹吸破坏装置,以非能动方式减少该系统发生堆外管道破裂事故的液态钠泄漏量。本文对该装置中取钠口结构的发泡动力效应进行研究,从流体动力学分析角度证实该装置改进结构取钠口的泄压能力和非能动... 中国实验快堆在一回路钠净化系统中设置虹吸破坏装置,以非能动方式减少该系统发生堆外管道破裂事故的液态钠泄漏量。本文对该装置中取钠口结构的发泡动力效应进行研究,从流体动力学分析角度证实该装置改进结构取钠口的泄压能力和非能动减少液态钠泄漏量的能力比原结构取钠口的好。 展开更多

关键词 中国实验快堆 虹吸破坏装置 取钠口 结构改进 流体动力学

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俄罗斯无机材料研究院关于快堆燃料包壳材料的研究

19

作者 郑颖 刘泽军 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2013年第2期124-129,137,共7页

俄罗斯无机材料研究院(ВНИИНМ)是材料学研究和核燃料循环工艺、裂变核材料处理工艺等领域的著名研究机构,在快堆堆芯结构材料方面该院借助于俄罗斯丰富的钠冷快堆运行和材料学研究经验,以BOR-60和BN-600为研究试验平台,以提高BN-... 俄罗斯无机材料研究院(ВНИИНМ)是材料学研究和核燃料循环工艺、裂变核材料处理工艺等领域的著名研究机构,在快堆堆芯结构材料方面该院借助于俄罗斯丰富的钠冷快堆运行和材料学研究经验,以BOR-60和BN-600为研究试验平台,以提高BN-600和BN-800性能及开发更加先进的BN-1200为目标,开展了大量燃料棒包壳及燃料组件外套管材料的研究。本文是对ВНИИНМ近几年研究成果在俄罗斯科学杂志和研讨会上发表报告的调研、翻译和汇总,供我国有关钠冷快堆技术研究和工程设计人员参考。 展开更多

关键词 快堆 奥氏体钢 铁素体-马氏体钢 弥散强化铁素体-马氏体钢

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钠冷快堆钠火概率安全评价方法研究 被引量：6

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作者 宋维 钱鸿涛 +2 位作者 杨红义 张春明 左嘉旭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第11期2041-2045,共5页

钠火事故是钠冷快堆的典型和特有事故,且很可能是反应堆总风险的主要贡献因素之一。本文在介绍钠火事故特点的基础上,研究使用概率安全分析评价钠冷快堆钠火风险的方法。以中国实验快堆反应堆大厅钠火事故为实例,计算得到反应堆大厅钠... 钠火事故是钠冷快堆的典型和特有事故,且很可能是反应堆总风险的主要贡献因素之一。本文在介绍钠火事故特点的基础上,研究使用概率安全分析评价钠冷快堆钠火风险的方法。以中国实验快堆反应堆大厅钠火事故为实例,计算得到反应堆大厅钠火导致的堆芯损坏频率为1.19×10-8/(堆·年)。在此基础上进一步讨论目前钠火概率安全评价中尚需研究的关键问题。 展开更多

关键词 钠冷快堆 钠火 堆芯损坏频率 钠火概率安全评价

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