共查询到20条相似文献,搜索用时 14 毫秒
1.
《核动力工程》2016,(Z1)
利用蒙特卡罗通用软件包(MCNP)计算分析了某研究堆、核电厂燃料元件和燃料芯块在正常情况和事故条件下临时贮存在某设施中的临界安全水平。给出了在该设施中可贮存的燃料元件富集度临界限值。计算了栅距和水密度等对临界系数的影响,并对几种燃料芯块贮存方案进行了比较。分析表明:在正常情况和事故条件下燃料元件在该设施中的贮存临界安全可靠;设施中可贮存燃料元件富集度限值为7.44%;随富集度增大,keff近似成一次递增、二次衰减关系;随栅距d变大,keff近似成线性衰减关系;对于不同富集度的燃料芯块,不同富集度的燃料应分区存放,且应避免将富集度高的燃料放在中心区域。 相似文献
2.
3.
核临界安全中子吸收体干涉效应实验研究 总被引:1,自引:1,他引:0
简要阐述了干涉效应的原理、铀溶液实验装置的临界测量实验,研究了多组固体中子吸收体在装置容器中的不同位置、不同铀溶液浓度、不同组合情况下的吸收效率,并给出干涉效应。测量结果表明,偏心对称布置的干涉效应为正,偏心非对称布置的干涉效应为负。同时,利用蒙特卡罗程序分别对固体中子吸收体不同布置和组合情况下的中子吸收效率进行了计算分析。计算结果表明,实验测量与理论计算的干涉效应大小、正负的变化趋势相互一致,这表明,利用蒙特卡罗程序计算分析铀溶液系统的中子吸收体的干涉效应是适宜的。 相似文献
4.
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。 相似文献
5.
对瞬态临界事故的准确模拟是核燃料溶液系统临界安全评估的关键因素。现有的辐解气体模型经验参数较多,导致功率特性预测存在较大偏差。为提高模拟精度和避免对模型中经验参数取值的依赖,需对辐解气体模型进行改进。基于对溶液中辐解气体行为的分析和简化假设,建立了包含辐解气体浓度、辐解气泡单位体积物质量和气泡数量密度的守恒模型,并将其与点堆中子动力学模型和二维导热模型相耦合,开发了溶液系统二维瞬态分析程序,通过日本TRACY实验进行了验证。结果表明,程序模拟值与实验数据符合较好,程序模型能够准确模拟溶液系统临界事故的功率变化。 相似文献
6.
铀溶液核临界安全实验装置 总被引:3,自引:2,他引:3
硝酸铀溶液液核临界安全实验装置专门用于研究乏燃料后处理中储存容器的核临界安全问题。为了得到我国自己的核临界安全实验数据,中国原子能科学研究院设计,建造了铀溶液核临界安全实验装置,实验装置的活性区硝酸铀酰溶液内可含中子吸收体或不含中子吸收体,活性区可有反射层或没有反射层,在以上四种条件下,可对不同硝酸铀酰溶液浓度进行临界试验研究,该实验装置具有多种安全保护措施,但运行方式简便,启动,停止容易,单次误操作不危及实验装置的特点,该装置还具有可视性定量,限量自动加料系统,高精度全程液位测量计以及采用多操作步骤才能完成‘一次注量’的控制方式等特点,安全分析认为该装置造成核临界事故的概率为10^-8。 相似文献
7.
8.
以CASTOR 1000/19干式贮存容器装载田湾核电站六角形乏燃料组件为例,研究六角形乏燃料干式贮存的临界安全问题。基于新燃料假设,应用MONK9A程序对贮存容器满装载乏燃料进行不同工况下keff的计算。计算结果表明:正常工况下,keff远小于临界安全限值,是临界安全的;事故工况下,当235U富集度大于3.15%时,系统存在临界安全风险,须减少乏燃料装载量来确保临界安全。考虑燃耗信任制后,采用相同的模型计算得出贮存容器满装载的参考装载曲线,按此曲线要求装载能确保所有工况下的系统临界安全。采用燃耗信任制技术提高了贮存容器的利用率。该研究可为田湾核电站采用乏燃料干式贮存方案提供依据。 相似文献
9.
10.
《核化学与放射化学》2007,29(3):150-150
据美国科技日报网站报道,美国普渡(Purdue)大学的核工程师已开发出一种新型核燃料。由于这种核燃料的寿期更长且效率更高,因此每年可为核电公司节省数百万美元。此外,研究人员还建立了相应的数学模型,以进一步研发该技术。研究人员认为,尽管目前的氧化物燃料非常稳定和安全, 相似文献
11.
12.
13.
14.
15.
16.
基于国际先进的核设计与安全分析计算程序SCALE,针对我国自主研发的先进压水堆乏燃料贮存水池,建立恰当的计算模型,并选取合理的保守假设,计算乏燃料水池正常贮存及事故工况下的反应性,评估计算模型的临界安全,分析该程序对我国先进反应堆乏池计算的适用性。计算结果表明该先进压水堆乏燃料贮存水池正常贮存工况及事故工况的有效增值因子均小于0.95,处于次临界状态。该设计模型可确保燃料堆内贮存区域临界状态安全可控。SCALE计算程序适用于我国自主研发的先进压水堆乏燃料水池临界安全计算。 相似文献
17.
18.
19.
20.
以HI-STORM 100乏燃料干式贮存设施内部装载AFA-3G燃料组件为研究对象,用MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)4C程序,通过改变贮存设施内外的水密度,采用新燃料假设对不同工况下的临界安全进行研究。结果表明,在正常工况下,keff远低于0.93,是临界安全的。在事故工况下,当水密度大于0.8 g·cm-3时,存在临界安全问题。然后选取适当的核素,通过使用ORIGEN-ARP程序,得到不同燃耗下核素的组成,在同一模型下考虑燃耗信任制,对干式贮存设施的临界安全进行研究。在此基础上,给出了乏燃料干式贮存设施临界安全工作的相关建议。 相似文献