中国实验快堆控制棒驱动机构动导管氦产量计算

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高通量工程试验堆压力容器焊缝快中子注量计算

HFETR 压力容器纵焊缝位于堆芯装载图中以 K 排为横坐标、以两根自动棒中心连线为纵坐标的第四象限第 300°处。即纵焊缝位于堆芯 K11 与 U20 两点决定的直线上，它和 HFETR 出口母管、8＃孔道中心线的夹角都是 60°。
计算时，堆芯沿轴向分为 12 段，每段长 10cm，活性区 10 段，上、下水反射层各一段。上、下水反射层的两个最外端面都取真空边界条件，PV 的外热屏蔽层中的混凝土最外面也取真空边界条
6.64
80 盒带 500kW 组件及 2000kW 组件
13.95
6.56
26.90
13.3
75 盒
6.48
3.01
7.77
3.60
75 盒带板型燃料组件
8.22
3.94
4.81
2.46
堆芯元件数
25 盒 40 盒 60 盒 80 盒 80 盒＋l 回路 80 盒＋2 回路 80 盒＋1 回路 75 盒
取轴向段内的快中子不均匀系数为 1.05，则截止 2004 年底，焊缝内壁所受到的 E≥1MeV、E ≥ 0.1MeV 的快中子最大点注量各为 1.212 × 1017cm－2、2.514×1017cm－2。
6结论
截止 2004 年底，HFETR 压力容器焊缝内壁所受到的 E≥1MeV 快中子最大点的注量为 1.212 ×1017cm－2、E≥0.1MeV 的快中子最大点的注量为 2.514×1017cm－2，远小于设计值(E≥1MeV， 2.7×1018cm－2)。
总计
表 4 焊缝内壁轴向最大中子注量率φf 与注量φt
Table 4 Axial Maximum Fast Neutron Flux and Fluence of Inner Edge of Welding Line

核电设备设计制造安装单位清单

支承（压力容器、蒸汽发生器、主泵、稳压器）
压力容器、热交换器、支承
00/11/22
放 1、2 2、3
放 1、2
压力容器（溶解器、蒸发器、反应器、废液扬液器、萃取设备）、热交换器（高、中放蒸发器、冷凝冷却器）、热室工作箱压力容器（容积控制箱、应急贮存箱、硼酸贮存箱）、热交换器（余热排出、下泄、再生）、支承（稳压器等）压力容器（扬液器、溶解器、贮槽、高放储罐）、热交换器（蒸发器、冷凝器、冷却器）、乏燃料格架
10MWe 高温气冷实验堆
06/02/14
备注
有效期延长至 2006 年 11 月 21 日
有效期延长至 2006 年 11 月 21 日
有效期延长至 2006 年 11 月 21 日
有效期延长至 2007 年 8 月 28 日
受理换证审查
2
1000MWe 压水堆核电厂 1、2、3 稳压器、热交换器（余热排出、再生、下泄、设备冷却、废燃料池冷却器）
核化工
1000MWe 压水堆核电厂制造：Z（04）01
核化工
制造：Z（04）02 1000MW 压水堆核电厂
核安全级别 2、3
2、3
设备类别或典型设备名称(详见许可证)
发证时间年/月/日
压力容器（硼注箱、容积控制箱、反应堆冷却剂过滤器、波动箱、化学添加
箱、过滤器）、热交换器（余热排出系统、安全壳喷淋、再生、设备冷却水）、
1、2、3
压力容器（稳压器、硼注箱、低压安注箱、容积控制箱）、热交换器（余热排出系统、设备冷却水、其他）、支承（蒸汽发生器、主泵、稳压器）、阀门（截止阀、止回阀、仪表阀等）
制造 Z（02）06
1000MWe 压水堆核电厂 65MW 中国实验快堆

2024届辽宁省大连市高三下学期适应性测试(二模)物理试题

2024届辽宁省大连市高三下学期适应性测试（二模）物理试题学校：_______ 班级：__________姓名：_______ 考号：__________（满分：100分时间：75分钟）总分栏题号一二三四五六七总分得分评卷人得分一、单项选择题（本题包含8小题，每小题4分，共32分。

在每小题给出的四个选项中，只有一项是符合题目要求的）(共8题)第(1)题在物理学发展的过程中，有许多伟大的科学家做出了突出贡献．关于科学家和他们的贡献，下列说法正确的是（）A．法拉第提出可以用电场线描绘电场的分布，极大地促进了人们对电磁现象的研究B．安培坚信电和磁之间一定存在着联系，发现了电流的磁效应，突破了对电与磁认识的局限性C．英国物理学家卡文迪许利用扭秤首先较准确地测定了静电力常量D．卡文迪许发现了变化的磁场可以产生电场，变化的电场也可产生磁场第(2)题中国实验快堆是第四代核能系统的优选堆型，采用钚（）作燃料，在堆心燃料钚的外围再生区里放置不易发生裂变的轴（），钚-239裂变释放出的快中子被再生区内的铀-238吸收，转变为铀-239，铀-239极不稳定，经过衰变，进一步转变为易裂变的钚-239，从而实现核燃料的“增殖”。

下列说法正确的是（）A．铀-239转变为钚-239，经过了3次衰变B．铀-239发生衰变过程中，电荷数守恒，质量也守恒C．铀-239发生衰变的实质是原子核内的中子转化为一个质子和一个电子D．钚（）裂变生成两个中等质量的核，钚核的比结合能大于生成的两个核的比结合能第(3)题如图所示为洛伦兹力演示仪的示意图。

电子枪发出的电子经电场加速后形成电子束，玻璃泡内充有稀薄的气体，在电子束通过时能够显示电子的径迹，励磁线圈能够产生垂直纸面向里的匀强磁场。

下列说法正确的是（）A．仅增大励磁线圈中的电流，运动径迹的半径变小B．仅增大励磁线圈中的电流，电子运动的周期将变大C．仅升高电子枪加速电场的电压，运动径迹的半径变小D．仅升高电子枪加速电场的电压，电子运动的周期将变大第(4)题玻尔在卢瑟福的原子核式结构模型的基础上，结合普朗克的量子概念，提出了玻尔的原子模型和能级跃迁理论。

中国实验快堆某辐照实验组件燃耗分布测量

P'94>'?6*529*$'2*04 :7&5'97<742 0=,47L99&/*&2*04)7521'$&557<$"3*4%ERM
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!!中国实验快堆 "@2V`$是我国自行设计& 建造和调试的第一座钠冷快中子反应堆!其热功率为 #! BS!电功率为 )* BS*++%@2V` 于)*+*年首次达到临界!)*++ 年完成 ?*G 功率并网发电!目前正在进行满功率发电前的各项实验%@2V` 最大中子通量密度为 "E+!i +*+!1/D)/OD+!最大快中子通量密度为 )E+! i+*+!1/D)/OD+!@2V` 是一座优良的辐照实验平台!可开展燃料&材料辐照考验!同位素生产等多种辐照实验%
摘要在中国实验快堆@2V`上建立了实验组件燃耗分布测量的实验装置对 @2V` 某一辐照实验组件中的?0及#0燃料元件棒进行了相对燃耗分布的测量并与理论计算结果进行了比较结果表明两根燃料元件棒虽处于实验组件的不同位置但相对燃耗分布基本一致燃耗分布的实验测量结果与理论计算结果符合较好实验组件燃耗分布测量的相对误差在 +*E)G 以内本文工作为开展快堆乏燃料组件燃耗测量奠定了基础关键词中国实验快堆燃耗分布测量实验组件中图分类号;P")#!!! 文献标志码-!!!文章编号+***I#,"+)*+,*#I+*!+I*? /0*+*'L!"H7QN')*+H'7%>R093'*!,+

自主开发掌握核心技术实现堆内构件和控制棒驱动机构-上海核学会

自主开发掌握核心技术实现堆内构件和控制棒驱动机构二项主设备全面国产化陈英民（上海市核学会理事、核设备研制知名专家、上海第一机床厂有限公司总工程师、教授级高工）上海第一机床厂有限公司（以下简称公司）是由原上海第一机床厂核电板块和先锋电机厂核电、军工板块于2004年底组建而成，从原二厂试制核电设备起步到发展经历了三十多年历程，公司为我国核电和核能领域先后制造完成和实现了“十二个第一”：即我国第一军用控制棒驱动机构（1966年）；我国第一台静电加速器（1962年）；我国第一台自行设计和制造300MW核电堆内构件和驱动机构（1989年）；我国第一台制造国产化600MW、1000MW核电堆内构件和控制棒驱动机构（2000年、2001年）；完成了“863”计划中我国第一台10MW高温气冷堆和65MW快中子增殖堆堆内构件（1999年、2005年）；完成二项科研堆堆内构件（2006年）。

从而使公司形成了压水堆核电300MW、600MW、1000MW堆内构件和控制棒驱动机构系列生产，压水堆、快堆、高温堆、科研堆等多种堆型生产，是目前国内核电堆内构件和控制棒驱动机构二项核电主设备唯一生产企业，为我国核电和核能的起步和发展作出了贡献，也为公司的核电生产发展奠定了基础，回顾三十多年来核电---二项主设备的发展历程，大体经历了起步—-坚持---发展三个阶段。

一．起步阶段（1981年-1989年）：自主研发、掌握关键核心技术压水堆核电的反应堆堆芯设备---由反应堆堆内构件、控制棒驱动机构和核燃料组件三大设备组成，我公司承担了其中反应堆堆内构件（以下简称堆内构件）和控制棒驱动构件二大主设备，在起步阶段主要研制 300MW核电堆内构件和控制棒驱动机构，这一阶段主要抓了以下四方面工作。

1.自主研发制造技术堆内构件重达125吨、高10M、直径为4.2M，有10000多个零件经精密加工、精密焊接、精密对中组装---总装而成，它有六大功能：· 盛装燃料组件与相关组件，并为它们提供定位和预紧力；· 为控制棒组件提供可靠的导向，吸收落棒冲击能；· 为堆芯提供冷却剂流道和合理的流量分配，并减少冷却剂无效泄漏；· 屏蔽中子和γ射线，减少压力容器的辐照损伤；· 为堆芯中子注量率测量和温度测量系统提供固定支承和导向；为压力容器辐照样品监督管提供固定的位置；· 为堆芯跌落提供二次支承。

DINROS程序在中国实验快堆事故分析中的应用

维普资讯
第２６卷第２期
２０６芷０
Ｖｏ１２ＮＯ２．６．
６月
Ｊｎ２０ｕ．０６
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ＤＩＮＲＯＳ程序在中国实验快堆事故分析中的应用
张春明
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水一ｌ，燕ｉ－ｄｆ路
图１ＣＦＥＲ热传输系统简化示意图
Ｆｉ１ＳｔｈｏｆＭＨＴｙ．Ｉｇ．ｋｅｃｓｓｎＣＥＦＲ
１堆芯；一控制棒驱动装置；一中间热交换器；一堆顶固定屏蔽；一堆容器；一一次钠循环泵；一２３４５６７二次钠循环泵；一缓冲罐；一蒸汽发生器；Ｏ透平机；１发电机；２冷凝器；３主给水泵一８９１一１一１一１一
例
兑叫
数量
。燃料组件０乏组件燃料 ⑨ ２钏屏组件，敝＠：屏般｛铡绀什０１屏蔽铡组什 ◎ 硼屏蔽件组＠安组件令棒０调节组棒件 ④ 补偿什棒组
回路内的两台中间热交换器、汽发生器、蒸钠缓
冲罐、回路循环泵和主管道等。一回路和二二
回路的冷却剂都是液态金属钠。三回路为水一
及安全性能的研究。该程序通过详细的堆芯余
收稿日期：０５０ — ２修回日期：０５１７２０ — ５２；２０卜０

中国实验快堆控制棒驱动机构抗震鉴定试验

ｂｈｏｎｒｅｅｅｏｉｇｔｅｔｃｎｌｇｒｄｄ．Ｔｈｓａｔｃｅｉｔｏｕｅｈｅｓｙｔｅｃｕｔｉｓｄｖｌｐｎｈｅｈｏｏｙｗｏｌｗｉｅｉｒｉｌｎｒｄｃｓｔｅｓｉ — ｍｉａｐａｓｌｔｓｆｔｅｃｎｒｌｏｒｖｃａｉｍｆＣｈｎｐｒｍｅｔｌＦａｔＲｅｃｃｐｒｉａｅｔｏｈｏｔｏｄｄｉｅｍｅｈｎｓｏｉａＥｘｅｉｎａｓａ — ｒｔｒ（ＥＦＲ）ｐｒｏｍｅｎａｓｉｍｉｌｔｏｍｉｈｉｖｒｉａｈｆｔｌｎｌｉｌｏＣｅｆｒｄｏｅｓｃｐａｆｒｗｈｃｓｅｔｃｌｓａｔｓｙｅａｄｍｕｔｐｅ
ＳＯＮＧｎ，ＳＱｉｇＵＮｉ，ＹＡＮＧｎ — ｉ，ＪＮＧｅｑｎＬｅＨｏｇｙＩＹｕ — ｉｇ，
ＷＥＮｉｇ，ＬＩＧｕ—ｕｎＪｎＵｉａｊ
（．ｈｎｎｔｕｅｏｔｍｉＥｅｇ，Ｂｉｎ０４３Ｃｈｎ；１ＣｉａＩｓｉｔｆＡｏｃｎｒｙｅｉｇ１２１，ｉａｔｊ
ａｔｖｔｏｃｉａｉｎ．Ｔｈｅｕｔｏｆｔｅｔｓｗｓｔｔｕｃｕａｎｔｇｒｔｎｄｔｕｎｔｏｆｔｅｅｒｓｌｈｅｔｓｈｏｈｅｓｒｔｒｌｉｅｉｙａｈｅｆｃｉｎｏｈｃｔｏｌｒｄｄｉｅｍｅｈａｉｍｏｕｄｍｅｔｔｅｄｓｇｎｒｑｒｍｅｔｈｅｅｒｈｑｕｋｅｉｅｏｎｒｏｒｖｃｎｓｃｌｅｈｅｉｅｕｉｅｎｓｏｆｔａｔａｎｔｎ—

70%——实验快堆设备自主化的努力

与俄罗斯的合作只能限于技求的目标，这就为快堆设备的自主化提堆设备的自主化得到了以一重集团为费的限制，
供ห้องสมุดไป่ตู้极好的实践平台。
实验快堆建造的资金缺口加大了设备自主化的比例
代表的大型设备制造国企的大力支持，
尽管从上世纪６Ｏ年代，我国就开
上世纪９Ｏ年代末至本世纪初，核始了快堆技术的研发，但直到中国实验电建设还处于低潮期，国内大型设备制快堆工程进入 “６ ” 划之后，堆关８３计快
造企业也处于困难的过渡时期。实验快键设备的研发投入才逐渐加大。但受经
术设计和主循环钠泵、蒸汽发生器、控制棒驱动机构、料机、卸料提升机换装
等屈指可数的几项设备的采购，如堆诸
同时快堆项目也帮助企业渡过了难关。
国内首次建设快堆，缺乏设计、制造以及审评的经验，没有成熟的技术更标准和规范
科研性工程项目，中国实验快堆在设备
化，同时获得了相关的数十项专利技
仪表，方技术人员通过咨询、中设计审
自主化方面达到了７％以上的比例，０并术。对于引进的主循环钠泵、制棒驱查、造以及调试试验等方式，经有控监已实现了堆容器堆内构件、塞、旋转运机、动机构、发器、间热交换器、料蒸中换

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１７．０００
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３７．０００
３．５０００．０５００．００２０．０５００．２０００．０１００．０１５０．１０００．２０００．０３０３９．９５３
其巾Ｎ是被考虑核素的密度；中（Ｅ）是通量的能谱；叮
是有效截面。
Ｏｒｉｇｅｎ２【２１是国际上公认的点燃耗及放射性衰变计算程
序，可对钠冷快增殖堆的核素积累和衰变进行计算，其计算
方法是在１，７００种同位素之间解同位素平衡的联立方程，不
的供应是源源不断的，产Ｈｅ量充足。
表１采用Ｏｒｉｇｅｎ一２软件计算Ｈｅ产量
元素名称
Ｃ
Ｍｎ
含量计算取值（％）
０．０９０
１．８００
元素质量（ｇ）
２２．５８１
４５１．６２
原子数（１０）
一
、
引言
动导管温度可达５６０％，这就具备了晶界上氦泡在应力诱发
中国实验快堆控制棒驱动机构动导管位于反应堆堆芯
液态钠的出口部位，为控制棒驱动机构抓手提供运动通道和导向，冷却剂钠自出口部位沿着动导管向上流动，最终与中
９２８３．３
８７８．１５１２．５４５０．５Ｏｌ８ｌ２．５４５５０．１８２．５０９３．７６３５２５．０９５０．１８７．５２７１００２４．２０７７
９６３．．０６７ＭｅＶ假设材料是均匀的，根据
理论公式，以为例，中心柱外部动导管仅就可大约产
３．２７２Ｘ１０个Ｈｅ原子，消耗Ｎｉ约为６．３８×１０ｇ，占Ｎｉ总
质量的７．０６／１０。同理，３０年寿期仅Ｂ就可以产氦１．４５４×
１０个，消耗Ｂ占总质量的５．２９／１０，从这个角度看，Ｎｉ和Ｂ
导管疲劳寿命降低、断裂韧性下降，在热震荡或热冲击作用
下，可能产生裂纹甚至突然断裂。动导管一旦破断，将出现
严重的事故工况，因此有必要对嬗变反应产Ｈｅ量进行计算，以进一步评估Ｈｅ脆的影响。二、Ｈｅ产量的计算方法Ｈｅ产量可以采用理论公式和Ｏｒｉｇｅｎ２程序进行计算。
２０１７年第１６卷第９剔
中国实验快堆控制棒驱动机构动导管氦产量计算
口才春博张强
【内容摘要】ｑＣ５９合金是一种固溶强化型铁镍基高温变形合金，用于实验快堆控制棒驱动机构动导管。位于堆芯上方的动导
管在中子辐照环境下发生嬗变反应产生Ｈｅ，对材料的组织和性能产生较大影响。本文介绍了Ｈｅ产量计算方法，采用理论公式和ＯＲＩＧＥＮ２程序计算了动导管的Ｈｅ产量。
５５．０６７３２２９２０．８２９９０．２７４６２１４５５０．４３６５３６９９４１０．７８８７０．４７２００５６２５０．７３０８４７４１９２．３６００２８１２５１．６４１７５８６９６３．２３６６１１０７７．６０２３２８
考虑核密度的变化会影响中子注量率的变化，相对理论计
下长大并最终连接聚集造成晶间断裂的条件。
三、计算结果中国实验快堆动导管３０年寿期内的中子注量为８．５×
１０。 ‘ ｎｅｕｔｒｏｎｓ／ｃｍ
，
心柱内的钠混合。由于动导管在高温液钠的冲刷作用下遭受热震荡，从而引入高周疲劳问题。另外，在反应堆紧急停堆快速落棒后，温度骤降出现热冲击。快中子诱发（ｎ，）反应产生的Ｈｅ积累到一定程度便出现Ｈｅ脆现象，这会造成动
【关键词】动导管；ＯＲＩＧＥＮ２程序；Ｈｅ脆；Ｈｅ产量【作者简介】才春博（１９９１～），男，河北人；中国原子能科学研究院，硕士；研究方向：设备鉴定和快堆蒸汽发生器材料
张强，中国原子能科学研究院
ｌ１．３２８ｌ３５
４９．４３１８６１８２
理论计算是将（ｎ，ｏｔ）反应截面乘以通量能谱再乘以具体核素的密度，就可以得到氦的生成速率Ｊ。
ＶＨ＝Ｎ』Ｅｔ（Ｅ）盯（）（Ｅ）ｄＥ＝Ｎ（
，，