新型热管堆装料及外推临界实验技术研究

　　热管堆为当前先进核动力的研究热点。由于新型热管堆采用少量大块燃料，传统的外推临界实验技术适应性差，使其在装料及外推临界过程中面临安全挑战。本文结合该反应堆的特点，确定了先装配块状燃料，再逐步提升侧反射层达临界的方案。基于蒙特卡罗程序，计算分析了堆芯装配过程中的临界安全，确定了安全可控的初始堆芯装配方案；确定了中子源和探测器的布置；开展外推临界实验技术研究，针对直接外推侧反射层体积造成外推曲线上凸的问题，提出了以侧反射层的反应性价值为权重因子对体积进行加权处理的修正方法。利用此技术模拟了外推过程，结果表明本文确定的外推临界实验方案是可行的。本文结果可为新型热管堆装料及外推临界提供指导。