硝酸浓度对临界安全的影响研究

在核燃料溶解过程中,通常使用硝酸对核燃料进行溶解。针对核燃料溶解过程中的临界安全问题,在中试厂核临界安全实验装置上开展了硝酸浓度影响效应临界实验,在保持核燃料溶液浓度不变的情况下改变硝酸浓度,完成临界实验。获取了核燃料溶解过程酸度影响效应临界实验数据,通过3种临界方法得到的实验数据相对误差平均值为0.068%。同时使用蒙特卡罗程序进行了模拟计算,临界实验测量结果与理论计算值的相对偏差平均值为0.39%。研究结果表明,随着硝酸浓度的减小,系统的反应性逐渐增大,因此燃料溶解过程中需考虑由于硝酸浓度变化引起的反应性变化情况,其对乏燃料溶解过程的临界安全具有较大影响,需引起高度重视。     

UX-30型UF_6运输货包核临界安全分析

利用MONK-9A和MCNP程序对UX-30型UF6运输货包进行了正常与事故工况下的核临界安全分析与评价。首先选取国际公布的临界基准实验数据,验证并确定了MONK-9A和MCNP程序计算分析类似物料形态时的偏倚和次临界限值。其次采取较为包络的临界安全假设条件,计算分析了UX-30型UF6运输货包正常与事故工况下的中子有效增殖因数,评价了运输过程的安全性。计算结果表明,UX-30型UF6运输货包在最严重事故工况下最大的keff小于确定的次临界限值,处于次临界的安全状态。根据临界安全指数的定义,UX-30货包的临界安全指数CSI可定为0。     

燃耗信用的应用及核实燃耗的测量技术

叙述了燃耗信用应用中影响临界安全的因素,实现临界控制的条件,预言临界安全的计算方法,容器的设计和容器装载曲线的建立,分析了燃耗信用应用中碰到的一些问题及燃耗信用的操作中最容易出现的错误。介绍了对测量技术的要求及最适合的测量方法。     

两相非均匀系统的临界计算

溶解、沉淀等工艺过程中,两相非均匀系统的临界计算是较难算准的问题。用常规的一些计算方法所得结果偏差较大。本文用ＭＣＮＰ蒙特卡洛程序对一系列两相非均匀系统的基准实验进行了计算分析,取得了较好的结果,表明点截面蒙特卡洛方法是处理这类问题的有效途径     

铀富集厂容器取料过程中的核临界安全计算

介绍了在中国核工业集团公司兰州铀浓缩厂的核燃料生产中，针对某容器取料过程中存在的核临界安全问题，采用蒙特卡罗方法KENOⅥ程序进行的计算。通过计算表明，某容器在取料过程中，在保护杯起作用的情况下，是可以保证临界安全的，从而解决了该厂核燃料生产中，某容器取料过程的核临界安全问题。     

AP1000新燃料组件运输货包的临界安全计算

新燃料组件运输过程中最主要的核安全问题是临界安全。在对运输货包进行临界安全分析中必须要同时考虑多货包阵列形式、事故后货包损伤情况、最佳水慢化条件等因素。本文采用MCNP程序针对美国西屋公司XL型运输容器装载AP1000新燃料组件货包的实例进行了临界安全计算。结果表明,在XL型运输容器设计许可书中允许装载货包数N=75的限制条件下,临界安全是有保障的。     

临界安全的蒙特卡罗方法计算

在裂变物质的生产、运输和贮存过程中,提出了许多复杂几何的临界安全计算问题。蒙特卡罗方法由于它对几何条件有较大的适应性和模拟的逼真性,使得在这些方面有广泛的应用。本文叙述了蒙特卡罗方法计算临界问题的有效增殖因子方法以及模拟中子“代”历史和源迭代的具体步骤;介绍几个在NOVA-840机上已经可以使用的临界安全计算程序。     

乏燃料后处理厂草酸钚沉淀器临界安全分析研究

本文对乏燃料后处理厂中钚尾端工艺环节的关键设备草酸钚沉淀器进行了临界控制方法和参数的详细分析。针对连续沉淀器的工艺和结构特点,对易裂变物质的状态进行了一系列分析,比较了均匀溶液和悬浮颗粒溶液反应性的差别。对单个沉淀器和多个沉淀器并行工作的情况分别进行了临界安全分析,并分别研究了不含中子毒物、布置中子毒物层以及布置中子毒物棒等情况下能达到的最大处理能力。选取了临界安全基准实验国际评价中的相似实验方案进行了验证计算,分析了所用程序计算此类问题的不确定度。本文开展的临界安全分析研究总结了连续沉淀器临界安全控制的规律性结论,可为后续连续沉淀器的工艺设计及今后的工程应用提供参考。     

乏燃料溶液系统临界安全分析计算方法研究

核临界安全分析是保证乏燃料后处理厂安全性的关键技术，而现有核临界安全事故分析程序中，或在几何适用范围上受限，或由于计算效率低而工程实用性差。因此，亟需研发一套适用范围大、计算精度高的临界安全分析方法，提高对核临界事故的分析精度，为乏燃料后处理厂提供技术保障。为此，本文针对乏燃料溶液系统特性，基于零维超细群截面制作与全问题并群方法、预估-校正准静态中子动力学计算方法和二维轴对称热工-辐解气体模型，开发了相应的计算程序模块，最终形成了一套具备并行功能的三维乏燃料溶液系统临界安全分析程序hydra-TD。进一步利用该程序对法国SILENE实验装置进行了验证，结果显示：第一裂变功率峰、倍增时间、总裂变次数等关键参数的误差较小，证明hydra-TD程序正确模拟了燃料溶液系统临界过程中的多物理过程，具备临界安全分析的能力。     

MOX燃料贮存水池核临界安全分析

利用MONK程序对MOX热室项目燃料贮存水池进行了核临界安全分析。针对给定的水池尺寸和燃料棒数量，确定燃料以分区方式贮存。选取国际公布的临界基准实验数据，验证并确定MONK程序计算分析类似物料形态时的偏倚和次临界限值，其次进行保守假设，确定贮存水池在正常及事故工况下其中子有效增殖因数，评价贮存水池的安全性。计算结果表明，贮存水池在最危险事故工况下，其最大中子增殖因数小于次临界限值，系统处于临界安全状态。     

CEFR-MOX新燃料组件运输货包临界安全计算

易裂变材料运输过程中重要的安全问题之一是临界安全。在对运输货包进行临界安全分析中必须要同时考虑多货包阵列形式、事故后货包损伤对临界安全影响、最佳水慢化条件等因素。本文采用MCNP 程序针对CEFR-MOX新燃料组件运输货包进行了临界安全计算。计算结果表明:MCNP程序(采用核截面库为ENDF/B-V库)对本问题的次临界限值为0.924 6;正常运输条件下无限个运输货包的最大k_eff值为0.574 4,运输事故条件下无限个运输货包的最大k_eff值为0.659 7。根据临界安全指数的定义,确定CEFR-MOX新燃料组件运输货包的临界安全指数为0。     

中子输运的差分解与精确解的比较

给出了有限差分方法计算临界尺寸和中子通量的误差分析,将临界情况下的精确解推广到了非临界情况。然后,将精确解与各种差分解作了比较,考察了计算格式与空间分点对计算结果的影响,对误差的规律性和误差原因作了分析。     

中子输运的差分解与精确解的比较

给出了有限差分方法计算临界尺寸和中子通量的误差分析,将临界情况下的精确解推广到了非临界情况。然后,将精确解与各种差分解作了比较,考察了计算格式与空间分点对计算结果的影响,对误差的规律性和误差原因作了分析。     

秦山三期乏燃料运输的临界安全分析

RY-IA型乏燃料运输容器是为运输101堆乏燃料设计的专用设备。使用该容器运输单个秦山三期乏燃料棒束,须进行临界安全分析。根据秦山三期破损乏燃料棒束运输的实际情况,本文对正常运输情况和假想事故情况分别进行了临界安全分析计算。假想事故情况包括整个装置掉入水中和掉入水中的同时吊篮损坏两种状态。临界计算表明,用RY-IA型容器运输单个秦山三期乏燃料棒束,无论正常还是事故情况下运输都能保证其核临界安全。秦山三期乏燃料运输的临界安全分析@孙征 @赵守智     

星球表面用核反应堆临界安全分析

核反应堆电源具有寿命长、可全天候工作等特点，可作为星球表面及其他深空探测任务的电源。针对星球表面用核反应堆电源在发射过程中重返地面的临界安全问题，提出了星球表面用核反应堆的临界安全分析要求、分析假设与模型，并对反应堆临界安全特性及采取的临界安全措施进行了计算分析。计算结果表明，不同假设掉落环境下的星球表面用核反应堆的有效增殖因数均小于0.98，满足临界安全要求。反应堆通过采用Mo-14%Re合金结构材料、设置相对较厚的堆芯反射层以及在反射层包壳和堆芯外围涂覆Gd₂O₃涂层等措施有利于确保反应堆在事故时处于次临界状态。     

临界事故报警系统仪表剂量计算方法研究

本文对临界安全基准实验国际评价中的迷宫实验进行了详细建模和验证计算,使用三维蒙特卡洛程序,采用两步法对中子探测器的读数进行了预测,并与实验结果进行了比较分析,统计了所有448个实验测点的计算偏差分布。通过总结临界事故报警系统在实际应用时位置选择和阈值设定的步骤,评价了本文所验证内容在上述过程中的作用。本文所开展的临界事故报警系统仪表剂量计算方法研究是临界事故报警系统设置中一项基础工作,可以为实际应用提供计算精度的参考数据,也可以应用于中子屏蔽设施的评价工作。     

中国先进研究堆新燃料组件运输的临界安全分析

在新燃料组件运输过程中,临界安全是重点。使用MCNP程序对中国先进研究堆新燃料组件的运输进行临界安全计算分析,通过选取最不利临界安全的次临界限值、组件模型参数、事故工况来保证计算结果的保守性。结果表明,运输货包的临界安全指数可确定为0。该结果可为中国先进研究堆（CARR）的新燃料组件运输容器的研发提供参考依据。     

基于共轭通量的蒙特卡罗临界硼浓度搜索方法

临界硼浓度搜索是反应堆设计和物理分析的重要组成部分。本文针对传统搜索方法需要多次临界计算、效率低的问题,发展了一种基于共轭通量的蒙特卡罗临界硼浓度搜索方法。该方法将临界硼浓度搜索视为微扰问题,采用共轭通量法进行微扰计算,并在蒙特卡罗模拟中使用反复裂变几率法计算共轭通量,只需对系统进行一次临界计算,就可以得到系统初始的共轭通量以及有效增殖因子对硼浓度变化的响应系数,使用该响应系数可直接计算得到系统临界硼浓度。西屋公司标准17×17组件模型的数值验证结果表明:本文方法可以有效应用于临界硼浓度搜索。     

基于OpenMC执行码的编译检测及临界基准验证

开源蒙特卡罗程序OpenMC(OpenMonte Carlo code)只提供源代码而没有执行码,在编译OpenMC的过程中发现不同版本的辅助程序与之存在兼容性问题。本文通过分析OpenMPI、Mpich及HDF5各版本辅助程序,对0.6.2版本OpenMC源代码的支持情况进行研究,为正确编译OpenMC执行码给出了直接参考。为进一步验证OpenMC执行码计算临界问题的正确性,选择国际临界安全基准评价实验手册(The International Criticality Safety Benchmark Evaluation Project,ICSBEP)中的96道代表性例题进行基准校验,与通用蒙特卡罗程序的计算结果进行对比并以实验值作为参考。结果表明,OpenMC计算值与实验值及其他程序计算值吻合较好,验证了OpenMC临界计算的可行性和正确性,上述结论将为程序以后的实际应用及完善奠定基础。     

基于微扰计算的蒙特卡罗临界搜索方法研究

基于微扰计算,提出一种新的蒙特卡罗临界搜索方法。该方法仅需要对初始系统进行一次临界计算,利用临界计算结果及微扰计算结果,对有效增殖因子变化曲线进行估计,并以此为基础得到临界搜索的结果。计算结果表明,该方法可有效、准确地对临界搜索问题进行计算,并有效地克服了传统方法的不足。