散料核设施核材料衡算与MUF评价

针对散料核设施，提供了一个核材料衡算和ＭＵＦ评价的方法。核材料衡算是以一个核材料平衡区为衡算单位，以一个闭合的核材料平衡期为限，按核材料平衡方程式（ＭＵＦ方程式）来计算。衡算的结果（即计算的ＭＵＦ值），采用概率－统计技术来进行ＭＵＦ评价，其结果可作为推断核材料是否发生了转移和大量流失的依据，并作为衡量散料核设施核材料衡算与管理性能的标志。     

件料核材料衡算MUF评估软件设计

以核材料衡算技术为基础,编制了件料核材料衡算MUF评估软件.该软件由数据输入模块、数据处理模块、数据查询模块、数据打印模块、系统设置模块等组成,能进行MUF值评估,根据MUF值和MUF测量方差进行t检验和置信区间估计,并能进行结果查询、打印、生成报表,同时多用户管理功能增强了信息的安全性.     

乏燃料后处理厂核材料衡算仿真

为优化乏燃料后处理设施的核材料衡算,寻找核材料衡算不平衡差（MUF）的主要因素,采用基于数值模拟的系统仿真方法,以核材料衡算视角构建乏燃料后处理设施核材料衡算仿真模型。改变模型工艺参数仿真不同规模的后处理设施中各环节核材料的流通量,然后以正态分布随机变量模拟各铀钚衡算测量点的随机误差,将这些带有随机特征的测量值叠加相应测量的系统误差作为核材料的仿真测量值。仿真计算结果表明,1AF中Pu、U含量测量的系统误差的方差分别占整体MUF方差的50%、40%以上,是主要误差来源。1AF的体积测量误差较小,占比MUF方差小于15%。废液中U和Pu含量很低,U和Pu含量测量的误差分别为10%和30%,对MUF方差影响不大,占比MUF方差分别小于3%和1%,废液的体积测量误差较小,占比MUF方差小于1%。U和Pu产品测量误差的方差占比MUF方差界于1AF和废液的测量之间,不是MUF误差的主要来源。     

高温气冷堆核材料衡算方法研究

高温气冷堆（HTR）采用球形包覆颗粒燃料元件,采用不停堆换料运行方式。因此,其运行方式、燃料元件的形式、换料方式等与压水堆核电站差别较大。HTR的特点决定了其核材料的监管方式既不同于传统压水堆,也不同于散料核设施,不易采用传统压水堆的件料管理模式和散料核设施的散料管理模式进行核材料衡算管理。为此,本文针对HTR核材料管理,提出一种适于HTR核材料衡算及其不明损失量（MUF）评价的方法。该方法根据HTR的燃料元件、运行方式和换料方式的特点,综合考虑件料和散料衡算两种模式,通过对HTR核材料衡算平衡区合理划分、关键测量点设置和实物盘存方式选取等的研究,最终选取件料+散料的衡算模式进行核材料衡算管理和评估,为HTR核材料监管提供技术基础。目前,该方法已应用于我国HTR的核材料管理,取得了预期的效果。     

关于核材料衡算中秤重误差方差的求取

由于秤重在核材料衡算中的大量应用,如何求取秤重的随机误差方差与秤量的系统误差方差是解决核材料闭合衡算的一个重要方面。本文循序渐进讲述如何求取这两类误差的方法及步骤,以期对核材料衡算工作有一定的借鉴。     

乏燃料后处理厂核材料衡算与控制国际经验及关键技术启示

本文系统地调研和分析了国内乏燃料后处理厂核材料管制现状,国外商业乏燃料后处理厂核材料衡算与控制措施的实施经验和采用的关键技术,包括典型商业乏燃料后处理厂物料平衡区和实物盘存关键测量点的设置、核材料衡算与控制措施的总体设计要求、近实时衡算的概念等。根据调研结果和分析,针对我国核材料管制的现状,提出了我国在商业乏燃料后处理厂核材料管制技术准备工作的几点初步建议。     

用于核保障中核材料衡算的液体闪烁体中子多重性测量装置

本工作优化设计建立了1套可用于核保障中核材料衡算的液体闪烁体中子多重性测量装置,并基于该装置开展了性能测试。结果表明,装置运行状态稳定,各项指标均在可接受范围内。同时开展了对²⁵²Cf源和标准Pu样品的实验室模拟测量等中子多重性测量研究。结果表明,该测量装置的探测效率好于15%,测量相对标准偏差为8.6%,表明在条件允许时,通过长时间信号采集,该中子多重性测量装置有能力替代基于³He管的中子多重性测量装置,通过中子多重性分析完成核保障中核材料衡算定量测量任务。     

俄罗斯库尔恰托夫研究所核材料控制新系统

[美国《核燃料》1994年5月9日刊第15页报道] 出于对源于苏联的核材料非法交易的关注和西方国家为帮助前苏联的新的共和国处理该事项而提供的援助,促进了俄罗斯库尔恰托夫研究所(KI)在与美国技术研究所(ATI)进行一项合作项目中,建立一     

基于Windows环境的动力堆核材料数据库计算机管理系统

报道了在Ｗｉｎｄｏｗｓ环境下建立的动力堆核材料数据库计算机管理系统。介绍了系统组成、特点及主要功能，主要描述了物理分析、软件数据流、用户处理基本流程等的系统设计方法。较之以往的工作，本系统增加了关键测量点及组件方位图布局的交互设置，增强了在多种动力堆运行参数情形下的适用能力；增加了数据库编辑、文本编辑、代码查看和设置功能；能自动衡算产生有关报表和管理文件，支持多种打印设备，有报表打印预览显示；具有数据加密、解密及数据备份恢复功能。     

聚变堆氚材料衡算测量系统研究初探

氘(D)-氚(T)聚变是目前聚变研究的主要对象,也是未来最可能首先实现工程应用的聚变反应.氘氚聚变反应堆在消耗大量氚的同时,需要依靠锂-6增殖足够的氚来实现氚燃料自持.在国内,氚和浓缩锂-6都属于核材料,按照国家核材料管制条例要求,使用和生产核材料须建立核材料衡算系统.为此,本文针对液态包层聚变堆方案,简要归纳了聚变堆...     

核材料的衡算和管制：协调对新独立国家的援助

ＩＡＥＡ支助的旨在帮助前苏联国家建立国家核材料衡算和管制体系的活动概况。     

关于核材料衡算监督检查最佳核查时间的选择及初始数据真伪辨别方法的研讨

在核材料衡算核查过程中,核材料偷盗者拥有核材料的时间和其被揭露的可能性是两个相互矛盾的因素,对此两因素进行优化可以得到核材料核查的最佳时刻.另一方面可以运用数理统计的方法,观察数据是否具有随机性和是否遵从正态分布来判断初始数据的真伪.     

核材料中痕量硼的分析

本文介绍用 BF_4~-离子电极测定核材料中痕量硼的方法。     

XX核燃料研制项目核材料衡算与评价的难点分析

文章通过统计XX项目完成后的核材料数据情况,计算核燃料研制过程中的核材料不明损失(即MUF),使用MUF评价方法计算MUF的标准偏差σ_(MUF)及相对标准偏差δ_(MUF)。MUF评价结果显示MUF 2σ_(MUF)满足评价标准要求,说明核材料的不明损失量的置信度达到了95%以上,在国家法律法规允许的范围内;但δ_(MUF) 0.3%不满足评价标准要求。文章对此造成的原因进行深入分析研究,并提出应采取建立健全系统滞留量测量方法以及选取适宜的测量方法,分析方法和取样方法来完善和提高核材料衡算工作。     

裂变材料中子-伽马脉冲形状甄别几何条件影响的模拟分析

快中子多重性分析技术是当前核材料衡算领域的热门研究方向。针对中子伽马脉冲形状甄别的效果在探测距离很近时明显变差的实验现象展开了研究。使用GEANT4工具箱模拟了液体闪烁体探测器测量裂变中子伽马的粒子输运过程,并基于计算机模拟数据分析了使用BC-501A液体闪烁体探测器测量裂变中子时,裂变物质与探测器的距离(几何效率)对中子-伽马甄别效果的影响。分析的结果与实验现象相符,表明在基于液体闪烁体探测器的核材料属性测量中,若单个探头的探测效率较高,裂变中子伽马脉冲叠加会严重影响甄别结果和测量计数。     

核材料中湿度迁移规律的核磁共振检测研究

探讨了核磁共振方法对核材料的探测技术,研究了核材料贮存中水分子的迁移规律的核磁共振检测。     

铀生产工艺设备中滞留量测量的自吸收校正方法

实现铀生产工艺设备中滞留量的准确测量是核材料衡算与控制过程的一个关键点。由于γ射线的自吸收效果显著,工艺设备几何结构特殊,无法采用常规校准方法进行数据处理。本文开展该情况下的自吸收校正方法研究,在物料厚度、介质成分、几何参数不确定的条件下,初步建立了自吸收二维校正模型。模拟样品验证表明,建立的自吸收二维校正模型满足铀生产工艺设备滞留量测量的需求。     

基于神经网络的球床堆在线核材料衡算方法

10 MW高温气冷实验堆在线测量系统可通过γ谱数据分析测得部分核素的活度,这些核素不包含绝大部分超铀元素同位素。出于核安保的需要,为确定超铀元素同位素的活度,提出一种基于深度学习的超铀元素含量计算方法。该方法采用引入反向误差传播的深度神经网络模型,以易测核素活度为输入,输出不易测核素活度。采用反应堆核素生成和耗减程序跟踪10 MW高温气冷实验堆的运行功率历史,产生核素活度数据样本,对神经网络模型进行训练和测试。研究结果表明：深度神经网络估算核素含量具有较高的准确性,在球床式高温气冷堆辐照后燃料中超铀元素在线估算方面具有较大发展潜力。     

IAEA公布有关非法贩运核材料及放射性物质的数据

【本刊2007年9月综合报道】国际原子能机构（IAEA）于2007年9月11日在其网站上公布了有关非法贩运核材料及放射性物质的最新数据。     

氧化还原电位滴定法测量铀含量的不确定度评定北大核心CSCD

精密测量含铀核材料中的铀总含量是核设施开展核材料衡算及产品质量控制工作的重要一环。本工作通过开展模拟实验和不确定度评定,比较了硫酸亚铁还原-重铬酸钾氧化电位滴定法测定铀含量的GB 11841—1989和ASTM C1267-17两个标准方法及其中三种操作步骤的细节差异。结果显示,三种步骤的总合成不确定度均低于0.1%的国际目标值水平;GB 11841—1989测量2~3 g样品步骤的不确定度最小,更适合于标准物质定值测量;在日常测量工作中,样品的称量选用GB 11841—1989测量0.20~0.25 g样品步骤更好,重铬酸钾溶液配制和滴定选用ASTM C1267-17的步骤更好。