中国先进研究堆(CARR)

氦-3回路的研究与设计
黄欣;张培升;汤国梁;张爱民;张应超
【期刊名称】《原子能科学技术》
【年(卷),期】2008(042)008
【摘要】为使中国先进研究堆(CARR)具备开展压水堆燃料瞬态试验的能力,本工作对氦-3回路进行研究与初步设计.文章描述了氦-3回路的工作原理、设计参数和工艺流程.研究结果表明,氦-3回路能够快速、均匀、灵活地调节试验燃料棒的功率,是CARR实现压水堆燃料功率瞬态变化的优选方案.
【总页数】4页(P751-754)
【作者】黄欣;张培升;汤国梁;张爱民;张应超
【作者单位】中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413;中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413;中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413;中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413;中国原子能科学研究院,反应堆工程研究设计所,北京,102413
【正文语种】中文
【中图分类】TL353
【相关文献】
1.用于环形正负电子对撞机探测器超导磁体的小型氦虹吸回路实验与数值模拟研究[J], 张宝堂;王美芬;朱自安;王恒;刘旭洋;牟智慧;牟洪钟
2.中国氦冷固态实验包层氦气实验回路设计分析 [J], 向斌;冯开明;叶兴福;秋穗正
3.高温堆用大型氦回路HTL氦气压缩机通过出厂验收 [J],
4.氦光泵磁力仪信号检测控制回路的设计 [J], 张振宇;程德福;连明昌;周志坚;王君
5.氦-3回路中氚的辐射安全分析 [J], 李炳林
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附件研究堆安全分类（试 行）1 引言1.1 目的1.1.1本文件的目的是详细说明研究堆安全分类的原则和方法，为进行研究堆安全分类提供技术指导，也为实施研究堆分类监管提供支持。

1.1.2本文件对《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之三：研究堆许可证件的申请和颁发》(HAF001/03)中涉及的研究堆分类提供了具体的方法。

1.1.3 附录是对本文件的说明和补充。

1.2 范围1.2.1 本文件适用于研究堆(包括临界装置)的安全分类。

1.2.2 本文件中“研究堆”包括反应堆堆芯，实验装置，以及反应堆厂址内的与反应堆或实验装置有关的一切其它设施。

2 安全目标和纵深防御原则的应用2.1.1 《研究堆设计安全规定》(HAF201)2.1节给出了如下的研究堆安全总目标：建立并维持一套有效的防御措施，以保护工作人员、公众和环境免受过量的放射性危害。

—2—2.1.2 为达到研究堆安全目标，研究堆设计中必须贯彻纵深防御原则，从而提供多层次的保护。

对于不同类别的研究堆，其纵深防御的层次和重点可以适当调整，对许多低功率研究堆，可能不需要考虑或者尽可能简化第五层次防御乃至第四层次防御的考虑。

研究堆基于分类的安全管理不降低2.1.1节所引用的安全目标。

3 研究堆安全分类研究堆分类时要考虑的主要因素为：(1) 反应堆功率和热导出方式；(2) 可以引入的反应性及其引入速率，反应性控制能力和手段，以及固有安全特性和附加安全特性；(3) 燃料元件的类型和裂变产物总量；(4) 慢化剂、反射层和冷却剂的类型；(5) 安全壳及其它包容结构；(6) 反应堆的应用（实验装置、试验、反应堆物理实验）。

具体分类时重点考虑潜在源项大小、安全特性和放射性释放后果。

3.1 I类研究堆3.1.1 分类准则：功率低、剩余反应性低、裂变产物总量少的研究堆，具体功率范围为：小于500kW，如果具有较高的固有安全特性，功率范围可扩展至1MW。

3.1.2 安全特性：—3—这类研究堆通常在自然对流冷却方式下运行。

附录
我国在役民用研究堆安全分类示例
序号 堆 名 营运单位 堆 型 设计功率 分 类
1 重水研究堆 中国原子能院重水堆 10MW Ⅱ类研究堆
2 49-2游泳池式反应堆 中国原子能院轻水堆 3.5MW Ⅱ类研究堆
3 原型微型反应堆 中国原子能院轻水堆 27kW Ⅰ类研究堆
4 微堆零功率装置 中国原子能院临界装置 — Ⅰ类研究堆
5 氢化锆固态临界装置 中国原子能院临界装置 — Ⅰ类研究堆
6 DF-VI快中子临界装置 中国原子能院临界装置 — Ⅰ类研究堆
7 中试厂核临界安全实验装置 中国原子能院临界装置 — Ⅰ类研究堆
8 中国实验快堆(CEFR) 中国原子能院快堆 65MW Ⅲ类研究堆
9 中国先进研究堆（CARR） 中国原子能院轻水堆 60MW Ⅲ类研究堆
10 屏蔽实验反应堆 清华大学 轻水堆 1MW Ⅱ类研究堆
11 5MW低温核供热反应堆 清华大学 轻水堆 5MW Ⅱ类研究堆
12 10MW高温气冷实验堆 (HTR-10) 清华大学 石墨气冷堆10MW Ⅱ类研究堆
13 高通量工程试验堆 中国核动力院轻水堆 125MW Ⅲ类研究堆
14 岷江试验堆 中国核动力院轻水堆 5MW Ⅱ类研究堆
15 中国脉冲堆 中国核动力院轻水堆 1MW Ⅱ类研究堆
16 18-5临界装置 中国核动力院临界装置 — Ⅰ类研究堆
17 高通量工程试验堆临界装置 中国核动力院临界装置 — Ⅰ类研究堆
18 深圳微型反应堆 深圳大学 轻水堆 30kW Ⅰ类研究堆
19 医院中子照射器 北京凯佰特科
技有限公司
轻水堆 30kW Ⅰ类研究堆
—6—。

第26卷 第3期2019年3月仪器仪表用户INSTRUMENTATIONVol.262019 No.3国内外研究堆仪控系统调研马 权，罗 琦，宋小明，刘艳阳（中国核动力研究设计院 核反应堆系统设计技术重点实验室，成都 610213）摘 要：研究堆代表了当前核反应堆的最新发展水平，而仪控系统是核反应堆的信息神经和控制中枢，在整个反应堆系统中具有举足轻重的作用。

本文梳理了截至目前国内外研究堆仪控系统的发展现状，总结了国外发达核大国和国内典型的研究堆仪控系统的技术特点，重点关注了其保护和控制功能，回顾了研究堆仪控系统的发展历史和趋势，并指出了目前国内与国外发达国家的差距。

关键词：研究堆；仪控系统；保护；控制中图分类号：TL362 文献标志码：AResearch on Domestic and International Research Reactor Control SystemMa Quan ，Luo Qi ，Song Xiaoming ，Liu Yanyang（Science and Technology on Reactor System Design Technology Laboratory, Nuclear Power Institute of China,Cheng-du,610213,China）Abstract：The research reactor represents the latest development level of the current nuclear reactor, and the instrument control system is the information nerve and control center of the nuclear reactor, and plays a decisive role in the entire reactor system. This paper combs the development status of the research and control instrument system at home and abroad, summarizes the technical characteristics of the developed nuclear powers and domestic research reactor control systems, focuses on its protection and control functions, and reviews the research reactor control. The development history and trends of the system, and pointed out the gap between domestic and foreign developed countries.Key words：research reactor；instrument and control system；protection；control收稿日期：2019-01-04作者简介：马权（1981-），男，四川南充人，博士，核动力仪控工程中心副主任,主要从事核电厂数字化仪控系统研制和供货工作。

国家核安全局关于印发《研究堆安全分类(试行)》的通知文章属性•【制定机关】国家核安全局•【公布日期】2013.09.22•【文号】国核安发[2013]165号•【施行日期】2013.09.22•【效力等级】部门规范性文件•【时效性】现行有效•【主题分类】核能及核工业正文国家核安全局关于印发《研究堆安全分类（试行）》的通知（国核安发[2013]165号）各有关单位，环境保护部核与辐射安全中心、各核与辐射安全监督站：为进一步促进研究堆核安全监督管理的规范化和科学化，体现不同类型研究堆的安全特点和管理要求，根据《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例》、《研究堆安全许可证件的申请和颁发规定》相关要求，我局组织制定了《研究堆安全分类（试行）》。

现印发你们，请将文件执行过程中发现的问题及时反馈我局。

附件：研究堆安全分类（试行）国家核安全局2013年9月22日附件研究堆安全分类（试行）1引言1.1目的1.1.1本文件的目的是详细说明研究堆安全分类的原则和方法，为进行研究堆安全分类提供技术指导，也为实施研究堆分类监管提供支持。

1.1.2本文件对《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之三：研究堆许可证件的申请和颁发》（HAF001/03）中涉及的研究堆分类提供了具体的方法。

1.1.3附录是对本文件的说明和补充。

1.2范围1.2.1本文件适用于研究堆（包括临界装置）的安全分类。

1.2.2本文件中“研究堆”包括反应堆堆芯，实验装置，以及反应堆厂址内的与反应堆或实验装置有关的一切其它设施。

2 安全目标和纵深防御原则的应用2.1.1《研究堆设计安全规定》（HAF201）2.1节给出了如下的研究堆安全总目标：建立并维持一套有效的防御措施，以保护工作人员、公众和环境免受过量的放射性危害。

2.1.2为达到研究堆安全目标，研究堆设计中必须贯彻纵深防御原则，从而提供多层次的保护。

对于不同类别的研究堆，其纵深防御的层次和重点可以适当调整，对许多低功率研究堆，可能不需要考虑或者尽可能简化第五层次防御乃至第四层次防御的考虑。

PGNAA 方法学的发展与现状王兴华;孙洪超;姚永刚;肖才锦;张贵英;金象春;华龙;周四春【摘要】瞬发伽马中子活化分析（PGNAA）为非破坏性、在线测量的核分析方法。

目前国际上有30多座研究堆建立了PGNAA实验室。

本文介绍了三种定量瞬发伽马活化分析方法：相对法、校准曲线法、k0因子法，阐述了基本原理及其应用领域，以及针对短寿命核素高精度测量的束流斩波器技术，针对大样品测量带来的中子自吸收和伽马自屏蔽效应的内标法。

此外还简介了基于CARR堆的热中子瞬发伽马活化分析装置进展情况，对国内的PGNAA问题进行了探讨。

%Prompt Gamma Neutron Activation Analysis (PGNA A) is one of the nonde‐structive and On‐line measurement of nuclear analytical methods ,There are more than 30 PGNAA laboratories which are established based on the research reactor currently . The basic principle and the application field of three kinds of analytical method of PGNAA were introduced ,such as the relative comparison method、calibration method、k0‐factor method .T he shortlife nuclides is proposed using the beam chopper technique in order to improve the measurement accuracy . T he internal standard method w as proposed for that large sample neutron measurement that brings self absorption and gamma‐ray self shielding effect .The PGNAA system was introduced at CARR .It pro‐vides methodology reference to establish the prompt gamma activation analysis on the base of CARR for our country .【期刊名称】《同位素》【年(卷),期】2014(000)004【总页数】6页(P251-256)【关键词】PGNAA;k0法;束流斩波器;内标法【作者】王兴华;孙洪超;姚永刚;肖才锦;张贵英;金象春;华龙;周四春【作者单位】成都理工大学，四川成都 610059; 中国原子能科学研究院，北京102413;中国辐射防护研究院，山西太原 030006;中国原子能科学研究院，北京102413;中国原子能科学研究院，北京 102413;中国原子能科学研究院，北京102413;中国原子能科学研究院，北京 102413;中国原子能科学研究院，北京102413;成都理工大学，四川成都 610059【正文语种】中文【中图分类】TL99瞬发伽马中子活化分析，通称为PGNAA(Prompt Gamma Neutron Activation Analysis )，是利用中子束流轰击样品元素的原子，俘获产生的瞬发伽马射线，而不同核素俘获中子后产生的瞬发伽马特征谱是不同的，利用这种特征，通过测量瞬发伽马谱的特征峰的能量和强度确定各元素的种类和含量[1-2]。

收稿日期:2020-07-09作者简介:冉怀昌(1985 ),男,贵州习水人,工程师,在读博士生,现主要从事核能科学与工程方面研究 第41卷 第2期核科学与工程V o l .41 N o .22021年4月N u c l e a r S c i e n c e a n d E n g i n e e r i n gA pr .2021C A R R 寿期对控制棒价值的影响研究冉怀昌,朱吉印,甄建霄,乔雅馨(中国原子能科学研究院,北京102413)摘要:以铪为吸收体的研究堆中,控制棒价值随着燃耗加深而减小㊂使用蒙特卡罗软件MV P -B U R N建模计算在寿期内堆芯燃料组件的组成㊁控制棒中铪的成分随燃耗变化,使用M C N P 计算程序计算不同寿期棒栅效率曲线㊂计算得到,控制棒价值与燃耗呈线性关系,在一个换料周期内吸收能力减少大约为1.4%㊂在同一个换料周期内,随着寿期进行,控制棒总价值逐渐增加㊂在寿期初,反应堆由于裂变毒物的影响,堆芯的剩余价值快速降低,控制棒总价值快速上升㊂中毒平衡后,随着燃耗加深,控制棒总价值随燃耗线性增加㊂控制棒价值的积分曲线随着寿期进行而趋于平缓,微分价值趋于更均匀㊂关键词:C A R R ;控制棒价值;寿期;蒙特卡罗方法中图分类号:T L 345文章标志码:A文章编号:0258-0918(2021)02-0236-05S t u d y o n t h e I n f l u e n c e o f C yc l e -l i f e o n t h e C o n t r o l R od W o r t h o f C h i n a A d v a n ce d R e s e a r c h R e a c t o rR A N H u a i c h a n g ,Z HU J i yi n ,Z H E N J i a n x i a o ,Q I A O Y a x i n (C h i n a I n s t i t u t e o f A t o m i c E n e r g y ,B e i j i n g 102413,C h i n a )A b s t r a c t :I n t h e r e s e a r c h r e a c t o r w i t h H f a s t h e a b s o r b e r ,t h e c o n t r o l r o d w o r t h d e c r e a -s e s w i t h t h e i n c r e a s e o f b u r n u p .T h e c o m p o s i t i o n o f t h e f u e l a s s e m b l y in t h e c o r e a n d h a f n i u m i n t h e c o n t r o l r o d w i t h b u r n u p w e r e c a l c u l a t e d b y M o n t e C a r l o s o f t w a r e MV P -B U R N .M C N P i s u s e d t o c a l c u l a t e t h e c o n t r o l r o d w o r t h c u r v e s a t d i f f e r e n t s t a g e s o f c y-c l e -l i f e .T h e r e i s a l i n e a r r e l a t i o n s h i p be t w e e n t h e l o s s of t h e c o n t r o l r o d w o r t h a n d b u r n -u p ,a n d i t i s a p p r o x i m a t e l y 1.4%r e d u c t i o n i n t h e a b s o r p t i o n c a p a c i t y i n o n e r e f u e l i n gc y c l e .D u r i n g t h e s a m e r e f u e l i n g c yc l e ,t h e t o t a l w o r t h o f t h e c o n t r o l r od s i n c re a s e s g r a d u a l l y w i t h t h e c y c l e -l if e .A t t h e b eg i n n i n g o f th e c y c l e ,t h e e x c e s s r e a c ti v i t y of t h e c o r e d e c r e a s e s q u i c k l y be c a u s e of t h e f i s s i o n p o i s o n a c c u m u l a t i o n ,w h i c h r e s u l t s i n a s h a r pi n c r e a s e o f t h e c o n t r o l r o d w o r t h .T h e n ,t h e t o t a l w o r t h o f t h e c o n t r o l r o d s i n c r e a -s e s l i n e a r l y w i t h t h e b u r n u p .T h e i n t e gr a l w o r t h c u r v e o f t h e c o n t r o l r o d s b e c o m e s g e n t -632l e r w i t h t h e d e v e l o p m e n t o f i t s c yc l e -l i f e a nd t he d if f e r e n t i a l w o r t h i s m o r e u n i f o r m .K e y wo r d s :C A R R ;C o n t r o l r o d w o r t h ;C y c l e -l i f e ;M o n t e C a r l o m e t h o d 中国先进研究堆(C A R R )是轻水冷却㊁重水慢化反中子阱型研究堆㊂C A R R 燃料组件采用235U 富集度为19.75%(质量分数)的低浓铀,芯体为U 3S i 2-A l 弥散体板状燃料,燃料组件为方形㊂标准燃料组件布置在堆芯,跟随体燃料组件尺寸略小于标准燃料组件,布置在控制棒下端,随控制棒上下移动,增加控制棒在堆内的价值㊂堆芯装载17组标准燃料组件,4根控制棒[1]㊂堆芯布置如图1所示㊂控制棒采用天然铪作为吸收体,控制棒设计寿命为10年㊂C A R R 采用铪作为控制棒材料,铪是一种良好的吸收材料,主要吸收的同位素为177H f ,与中子反应后形成178H f ㊁179H f 也具有很大的吸收截面,天然铪的平均热中子吸收截面为105ˑ10-28m 2,在研究堆中作为控制棒材料广泛应用㊂作为多用途㊁高性能的研究堆,C A R R在每一个换料周期内会根据不同运行任务进行反应堆启动㊁运行㊁实验等工作,会频繁用到控制棒,因此研究控制棒价值在换料周期内的变化规律对反应堆的运行安全和实验应用具有重要意义㊂图1 C A R R 堆芯布置示意图F i g.1 T h e c o r e s t r u c t u r e o f C A R R 1 控制棒棒栅价值根据反应性定义[2]ρ=k -1k =1-1k (1)式中:ρ反应性,￿k /k ;k反应堆增值系数㊂当控制棒棒位改变时,根据微扰理论[3]Δρ=ρ'-ρ=k '-k k 'k =<Φ+㊃δB ㊃Φ'><Φ+㊃F '㊃Φ'>(2)其中ρ是棒位改变前的反应性,k 是对应的有效增殖系数;ρ'是棒位改变后的反应性k '是对应的有效增殖系数;Φ+是中子注量率函数Φ的共轭函数,Φ'是棒位变化后的中子注量率;B 是描述吸收和扩散过程的算子,δB 是棒位变化引起的变量;F 是裂变过程的算子,是棒位变化后的算子㊂F '对于控制棒和反应堆同心的研究堆,控制棒积分价值由公式[4](二阶近似)得到㊂δρ(x )δρ(x =1)≅x -s i n (2πx )2π-s i n 3(πx )18,x =h /H (3)式中:h控制棒插入堆芯的高度,单位为mm ;H反应堆总高度,单位为mm ;δρ(x ) 控制棒插入h 时所引入的积分价值;δρ(x =1) 控制棒在底部时的总价值㊂相应的微分价值方程为f (x )=s i n 2πx (2-π6c o s πx )(4)式中:f x x =h /H 时控制棒的相对微分价值㊂公式(3)和公式(4)表示的控制棒价值曲线如图2所示㊂控制棒微分价值中间高,两段低,峰值在对称位置稍微向下偏移,这与公式(4)的第二项相关㊂C A R R 的4根控制棒对称分布在堆芯四个角,由于控制棒下端连接着跟随体燃料组件,因此控制棒的价值与图2相比有一定偏差㊂732图2 同心控制棒价值F i g.2 T h e w o r t h o f t h e c o n c e n t r i c r o d 在C A R R 零功率调试阶段,对C A R R 控制棒栅价值曲线进行了测量[5],测量所得曲线如图3所示,图中实线为实验测量值,虚线为使用蒙特卡罗程序M C N P 5计算值㊂图3 C A R R 控制棒棒栅相对价值曲线F i g.3 R e l a t i v e w o r t h c u r v e o f t h e c o n t r o l r o d s i n C A R R实验值和理论计算值最大相差为2.4%,根据图3可知,M C N P 计算结果与实验值符合得很好㊂根据测量曲线,可以看出控制棒棒栅在中间位置的变化最大,在堆芯轴向两端的变化很小㊂和图2相比,C A R R 控制棒的微分价值最大值更偏向底端㊂这是因为和单棒反应堆相比,C A R R 控制棒下端连着跟随体燃料组件,跟随体燃料组件相当于增加了堆芯下端的长度,因此微分价值分布有一个向下的偏移㊂从公式(2)可知,控制棒微分价值和反应堆中子注量率的平方Φ2有密切关系,图4是C A R R 控制棒微分价值和中子注量率平方的关系㊂图中实线是理论计算的控制棒微分价值,虚线是中子注量率平方Φ2轴向分布曲线㊂控制棒微分价值和Φ2在轴向上的分布基本上一致,和控制棒微分价值相比,Φ2有一个向下的偏移,这与C A R R 控制棒下端连着跟随体燃料组件,中子注量率往下偏移相关㊂图4 控制棒栅微分价值曲线F i g.4 T h e d i f f e r e n t i a l w o r t h c u r v e o f t h e c o n t r o l r o d s &f l u x2 控制棒价值随燃耗变化利用蒙特卡罗计算程序MV P -B U R N [6,7]燃耗计算功能,对C A R R 进行三维建模㊂计算时堆芯燃料组件成分不变,4根控制棒作为一个燃耗区,源粒子数为5000,迭代1000代,运行功率为50MW ,燃耗计算步长为10天㊂计算得到C A R R 控制棒价值随燃耗的变化关系图如图5所示㊂燃料由图可以看出,控制棒价值和燃耗呈线性关系,即随着燃耗加深,控制棒价值线性减小,一个换料周期控制棒价值大约亏损1.41%㊂在一个换料周期内,控制棒价值变化非常微小㊂图5 控制棒价值随燃耗变化F i g.5 T h e w o r t h c u r v e o f t h e c o n t r o l r o d s c h a n g i n g w i t h b u r n -u p8323 控制棒价值随寿期变化使用燃耗计算软件M V P -B U R N 计算不同寿期燃料组件成分,根据对称性把燃料组件分为6个燃耗区,燃料组件轴向分为15层㊂燃耗分区如图6所示㊂燃耗计算时,前两天1天一个步长,平衡后2天一个步长,源粒子数为5000,迭代1000代㊂根据M V P 计算结果更新M C N P 5燃料组件成分,计算在该寿期不同棒位下堆芯有效增殖系数k ,得到控制棒棒栅价值曲线㊂M C -N P 计算时源粒子数为10000,迭代1000代㊂图6 MV P 燃耗分区示意图F i g .6 T h e b u r n u p zo n e i n MV P 图7是控制棒总价值随寿期变化图㊂图中实线为考虑控制棒亏损的控制棒价值,虚线为未考虑控制棒亏损的价值㊂图7 控制棒栅总价值随寿期变化F i g.7 T h e t o t a l w o r t h o f t h e c o n t r o l r o d s c h a n g i n g w i t h t h e c yc l e -l i f e 由图7可知,在反应堆运行前期,控制棒价值快速上升,这一段时间氙浓度毒建立平衡相同㊂当氙中毒平衡后,控制棒价值基本上随燃耗线性增加㊂近似认为控制棒通过影响热利用系数而影响增值因子,则控制棒的反应性可以写成ρ=k ' -k k ' =f '-ff'(5)带撇的为有控制棒时反应堆参数㊂在无控制棒情况下,f 为f =Σa FΣa F +Σa M +Σa P(6)其中Σa F ㊁Σa M 和Σa P 分别表示燃料㊁结构材料和裂变产物毒物的热中子宏观吸收截面㊂在有控制棒情况下,f '为f'=Σa FΣa F +Σa M +Σa P +Σa C +ΔΣa P(7)其中Σa C 表示控制棒的热中子宏观吸收截面,￿Σa P 表示控制棒插入后裂变产物毒物的热中子宏观吸收截面的改变量㊂根据公式(5)可以得到ρ=f '-f f '=-Σa C +ΔΣa P Σa F +Σa M +Σa P(8)在寿期初中毒建立平衡时,Σa P 急剧增加,根据公式(8)看出控制棒也增加㊂在寿期中,随着燃耗的加深,燃料逐渐减少,Σa F 也逐渐减少,Σa M 和Σa P 变化很小,￿Σa P 可以忽略不计,控制棒在一个寿期内材料消耗仅为1.41%,Σa C 和Σa F 相比变化很小㊂因此,根据公式(8)可知,随着燃料的加深,控制棒价值(绝对值)逐渐增加㊂控制棒由于材料耗损而价值减小,和未考虑控制棒亏损相比,考虑了控制棒价值亏损的曲线趋势基本相同,控制棒价值亏损使得同一换料周期内控制棒总价值增长的速率降低了㊂在一个换料周期内,控制棒价值亏损导致控制棒总价值减小约为1.5%㊂在同一个换料周期内,不同寿期的控制棒积分价值曲线如图8所示㊂由图中可以看出,不同寿期控制棒积分价值在轴向上的分布趋势大致相同㊂随着寿期的增加,控制棒价值积分曲线越来越平缓,控制棒价值在轴向上的分布932更加均匀㊂图8 不同寿期控制棒栅价值曲线F i g .8 R e l a t i v e i n t e gr a l w o r t h o f t h e c o n t r o l r o d i n d i f f e r e n t c yc l e -l i f e 图9是对应的不同寿期控制棒价值微分曲线㊂从图中可以看出,在同一换料周期内,不同寿期的控制棒微分价值曲线分布大致相似,曲线的变化不是很大㊂随着寿期的增加,微分曲线峰值逐渐减小,微分曲线峰值逐渐向中间偏移,峰的坡度更加平缓㊂也就是说,随着燃耗的增加,控制棒价值在轴向上分布逐渐趋向更均匀㊂图9 不同寿期控制棒栅微分价值曲线F i g.9 R e l a t i v e d i f f e r e n t i a l w o r t h o f t h e c o n t r o l r o d i n d i f f e r e n t c yc l e -l i f e 4 结论根据计算分析,在研究堆中,以铪为吸收体的控制棒价值随着燃耗的增加而下降,下降的速率很小,在一个换料周期内控制棒价值的变化非常小㊂在同一个换料周期内,控制棒价值随燃耗加深而变大,当反应堆中毒平衡后,控制棒总价值与燃耗基本上成线性关系㊂在不同寿期的控制棒价值在轴向上的分布大致相同,随着寿期增加,控制棒微分价值峰值略微下降,峰值向中间移动,坡度逐渐平缓,控制棒在轴向上分布逐渐趋向于更均匀㊂参考文献[1] 郎瑞峰,等.C A R R 系统与安全特性第三册[R ].北京:中国原子能科学研究院,2003.[2] 谢仲生,尹邦华.核反应堆物理分析[M ].北京:原子能出版社,1996.[3] S i l v a K ,E d g a r K ,I m p r o v e d M o n t e C a r l o -pe r t u r b a t i o n m e t h o df o r e s t i m a t i o n o f c o n t r o l r o d w o r t h s i n a r e -s e a r c h r e a c t o r [J ].A n n a l s o f N u c l e a r E n e r g y 36(2009):344-349.[4] S c h i n d l e r ,G .,O n t h e e f f i c i e n c y of a c o n c e n t r i c c u t -o f f r o d o f a t h e r m a l r e a c t o r a s a f u n c t i o n o f t h e i n s e r t e dl e n g t h o f t h e r o d [J ].J .N u c l e n e r g y,1958.V o l 8:18-32.[5] 吕征,肖诗刚,等.中国先进研究堆控制棒栅效率曲线测量实验报告[R ].北京:中国原子能科学研究院,2010.[6] N a g a y a Y ,O k u m u r a K ,e t a l .2005a .M V P /G M V P 2:ge n e r a l p u r p o s e M o n t e C a r l o c o d e sf o r n e u t r o n a n d p h o t o n t r a n s po r t c a l c u l a t i o n s b a s e d o n c o n t i n u o u s e n e r g y a n d m u l t i g r o u pm e t h o d s .I n :J A E R I -1348.[7] K e i s u k e O k u m u r a ,Y a s u n o b u N a g a ya ,T a k a m a s a M o r i ,MV P -B U R N :B u r n -u p C a l c u l a t i o n C o d e U s i n g A Co n t i n -u o u s -e n e r g y M o n t e C a r l o C o d e MV P .J a pa n A t o m i c E n -e r g y A g e n c y (J A E A ).[8] 李攀,于雷,陈玉清.船用堆控制棒吸收体的燃耗特性研究[J ].四川兵工学报,2015,36(1):49-74.[9] J .R .拉马什.核反应堆理论导论[M ].北京:原子能出版社,1977年,338.42。

第４９卷第１１期　２０１５年ｌ１月　原子能科学技术　

Ａｔｏｍｉｃ　Ｅｎｅｒｇｙ　Ｓｃｉｅｎｃｅ　ａｎｄ　Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ　Ｖｏ１．４９，ＮＯ．１１　

ＮＯＶ．２Ｏ１５　

ＣＡＲＲ仪器中子活化分析自动控制系统设计　姚永月０　，肖才锦　，唐婵娟　，王兴华　，金象春　，华　龙　，王平生　，倪邦发　（１．中国原子能科学研究院核物理研究所，北京　１０２４１３　２．成都理工大学核技术与自动化工程学院，四川成都　６１００５９）　

摘要：在中国先进研究堆设计了一套新的仪器中子活化分析自动控制系统。系统主要由辐照管道、样品　架、样品转换器、传输装置和３套可同时连续２４　ｈ工作的ＨＰＧｅ探测器组成。测量盒内装有无线射频　识别（ＲＦＩＤ）电子标签，对样品进行实时跟踪和定位。压缩空气作为样品传输动力。系统由组态王　Ｋｉｎｇｖｉｅｗ６．５５、可编程逻辑控制器（ＰＬＣ）控制，可实现批量样品辐照、冷却、测量等一体化控制。　关键词：中国先进研究堆；仪器中子活化分析；样品转换器；自动测量　中图分类号：Ｏ６５７．４　文献标志码：Ａ　文章编号：１０００—６９３１（２０１５）１卜２１０２—０４　ｄｏｉ：１０．７５３８／ｙｚｋ．２０１５．４９．１１．２１０２　

Ｄｅｓｉｇｎ　ｏｆ　ＩＮＡＡ　Ａｕｔｏｍａｔｉｃ　Ｃｏｎｔｒｏｌ　Ｓｙｓｔｅｍ　ａｔ　ＣＡＲＲ　ＹＡＯ　Ｙｏｎｇ—ｇａｎｇ　，ＸＩＡＯ　Ｃａｉ—ｊ　ｉｎ　，ＴＡＮＧ　Ｃｈａｎ—ｊ　ｕａｎ。，ＷＡＮＧ　Ｘｉｎｇ—ｈｕａ　，　ＪＩＮ　Ｘｉａｎｇ—ｃｈｕｎ　，ＨＵＡ　Ｌｏｎｇ　，ＷＡＮＧ　Ｐｉｎｇ—ｓｈｅｎｇ　，ＮＩ　Ｂａｎｇ—ｆａ　（１．Ｃｈｉｎａ　Ｉｎｓｔｉｔｕｔｅ　ｏｆ　Ａｔｏｍｉｃ　Ｅｎｅｒｇｙ，Ｐ．０．Ｂｏｘ　２７５—５Ｏ，Ｂｅｉｊｉｎｇ　１０２４１３，Ｃｈｉｎａ；　２．Ｃｏｌｌｅｇｅ　ｏｆ　Ｎｕｃｌｅａｒ　Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ　ａｎｄ　Ａｕｔｏｍａｔｉｏｎ　Ｅｎｇｉｎｅｅｒｉｎｇ，　Ｃｈｅｎｇｄｕ　Ｕｎｉｖｅｒｓｉｔｙ　ｏｆ　Ｔｅｃｈｎｏｌｏｇｙ，Ｃｈｅｎｇｄｕ　６１００５９，Ｃｈｉｎａ）　

附件研究堆安全分类（试 行）1 引言1.1 目的1.1.1本文件的目的是详细说明研究堆安全分类的原则和方法，为进行研究堆安全分类提供技术指导，也为实施研究堆分类监管提供支持。

1.1.2本文件对《中华人民共和国民用核设施安全监督管理条例实施细则之三：研究堆许可证件的申请和颁发》(HAF001/03)中涉及的研究堆分类提供了具体的方法。

1.1.3 附录是对本文件的说明和补充。

1.2 范围1.2.1 本文件适用于研究堆(包括临界装置)的安全分类。

1.2.2 本文件中“研究堆”包括反应堆堆芯，实验装置，以及反应堆厂址内的与反应堆或实验装置有关的一切其它设施。

2 安全目标和纵深防御原则的应用2.1.1 《研究堆设计安全规定》(HAF201)2.1节给出了如下的研究堆安全总目标：建立并维持一套有效的防御措施，以保护工作人员、公众和环境免受过量的放射性危害。

—2—2.1.2 为达到研究堆安全目标，研究堆设计中必须贯彻纵深防御原则，从而提供多层次的保护。

对于不同类别的研究堆，其纵深防御的层次和重点可以适当调整，对许多低功率研究堆，可能不需要考虑或者尽可能简化第五层次防御乃至第四层次防御的考虑。

研究堆基于分类的安全管理不降低2.1.1节所引用的安全目标。

3 研究堆安全分类研究堆分类时要考虑的主要因素为：(1) 反应堆功率和热导出方式；(2) 可以引入的反应性及其引入速率，反应性控制能力和手段，以及固有安全特性和附加安全特性；(3) 燃料元件的类型和裂变产物总量；(4) 慢化剂、反射层和冷却剂的类型；(5) 安全壳及其它包容结构；(6) 反应堆的应用（实验装置、试验、反应堆物理实验）。

具体分类时重点考虑潜在源项大小、安全特性和放射性释放后果。

3.1 I类研究堆3.1.1 分类准则：功率低、剩余反应性低、裂变产物总量少的研究堆，具体功率范围为：小于500kW，如果具有较高的固有安全特性，功率范围可扩展至1MW。

3.1.2 安全特性：—3—这类研究堆通常在自然对流冷却方式下运行。

矩形通道轴向非均匀加热条件下的CHF研究王玮;黄慧剑;陈宝文;陈曦【摘要】针对已有的计算均匀加热条件下的临界热流密度(CHF)的关系式,如Sudo93、Sudo96、Knoebel公式以及W3公式,加以非均匀条件的考虑,推广到矩形通道工况下,并用计算非均匀加热条件的沸腾长度法和F因子法对其进行修正.针对中国先进研究堆(CARR)的实际运行工况,运用修正后的计算结果与CARR的实验值进行比较.结果表明,通过F因子修正后的Sudo系列公式计算结果与实验值符合良好,从而能够较好地预测CARR的CHF现象.%Aimed at the existing correlations of CHF (critical heat flux) under the condition of uniform heating,such as Sudo93,Sudo96,Knoebel and W3 formulas,the non-uniform heating condition was considered,and the correlation of CHF was generalized to rectangular channel condition and revised by the method of length of boiling and F factor method.Aimed at the actual operating case of China Advanced Research Reactor (CARR),the revised calculation results were compared with the experimental values of CARR.The results show that the results of Sudo series formulas which are revised by F factor are in good agreement with the experimental values,so they can better predict the CHF phenomenon of CARR.【期刊名称】《原子能科学技术》【年(卷),期】2017(051)007【总页数】7页(P1195-1201)【关键词】矩形通道;非均匀加热;临界热流密度;F因子【作者】王玮;黄慧剑;陈宝文;陈曦【作者单位】中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都610041;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都610041;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都610041;中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室,四川成都610041【正文语种】中文【中图分类】TL33核电站与研究型反应堆的最大问题是安全问题，其中反应堆热工安全准则尤为重要。