反应堆科学技术 核临界安全中心2006年工作概况

对404厂进行核临界安全调研，陪同中国核工业集团公司安全环保质量部领导进行了现场检查；完成科工委系统核临界安全技术培训资料的编写；继续负责和参与核临界安全标准修订工作。3项标准GB 15146．1《反应堆外易裂变材料的核临界安全行政管理规定》、     

铀溶液核临界安全实验装置

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。     

国外核临界事故调研分析

对收集到的国外核临界事故进行了统计、原因分析和评论，总结出经验教训，供核行业中从事核临界安全工作和辐射防护工作的人员参考。     

镉棒栅实验方案计算研究

核临界安全是核科技工业的特殊安全问题。临界安全研究对确保核工业的安全性和提高核工业的经济性具有重要意义。其中，临界实验是临界安全研究必不可少的基础工作。本工作是为模拟核燃料生产厂工艺条件的溶液与镉棒栅两相系统的次临界实验，拟在不同的镉棒栅布置、溶液浓度、反射层条件下，进行次临界实验，研究中子吸收毒物镉对溶液系统反应性的影响，为后处理工艺提供临界控制参数和临界实验数据。     

中国实验快堆（OEFR）：CEFR新燃料组件贮存临界安全分析

为论证新燃料组件贮存是否满足核临界安全要求，对CEFR新燃料贮存系统进行核临界安全分析计算。     

乏燃料临界实验装置堆芯几何布置初步研究

随着核电的发展，核临界安全问题变得越来越突出。燃耗信任制技术越来越多地应用到核临界安全分析中，这使乏燃料的贮存、运输和后处理的能力大大提高，燃料循环后段的经济性显著提高。开展乏燃料的临界实验非常重要，在建造乏燃料临界实验装置前需对其进行大量详细的临界计算。     

铀水系统核临界安全的蒙特卡罗计算

本工作涉及应用蒙特卡罗程序MCNP4B对铀水系统核临界实验数据进行验证计算和对740L容器取料时漏入CaCl₂盐水后形成的UO₂F₂-CaCl₂水溶液系统的有效增值系数k_eff的模拟计算。计算结果表明，MCNP4B程序对铀水系统核临界安全计算是有效的，漏入盐水后形成的均匀UO₂F₂-CaCl₂水溶液系统是核临界安全的。计算结果为实际生产中的核临界安全性提供了理论依据。      

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。     

用蒙特卡罗方法进行核临界安全计算

本文介绍了蒙特卡罗程序ＡＭＰＸ－ＫＥＮＯ系统的铀富集厂核临界安全计算机中的应用，并为此作了大量临实验数据的验证计算和可用于实际生产的临界安全参数计算。     

临界实验中本底计数对倒数外推临界质量的影响

介绍了在硝酸铀溶液核临界安全实验装置上进行不同浓度铀溶液的临界实验时，用倒数外推方法确定硝酸铀酰的核临界质量的过程；着重论述了本底计数对倒数外推方法的影响。实验表明，溶液在不同液位下的本底计数是不一样的，在外推临界时，中子计数若不减本底则外推的临界质量将偏大，临界实验过程是危险的；若减恒定本底，则实验过程偏保守，增加了实验时间。应用本文介绍的本底扣除法将避免上述缺点。     

临界装置设计安全规定的编制思考

我国在临界装置的设计方面缺乏明确的、有针对性的法规,对临界装置的设计进行规范,填补核安全法规的空白,对监管部门的管理和科研单位的工作都很有意义。根据临界装置和临界相关物理实验的特点,针对临界装置的设计,对目前核安全法规的现状和不足进行了相应的分析,以及对临界装置设计安全规定也做了一些分析和思考。     

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。     

日本JCO公司核临界事故的分析与评价

本文介绍了日本JCO公司核临界事故的背景、事故过程、所采取的应急措施等事故情况以及事故的辐射后果。文中还给出了对这起事故直接原因和根本原因的分析以及一些主要结论和看法。这起事故的直接原因是未采用几何临界安全设备及工人的违规操作。而根本原因在于缺乏有效的技术管理。因此,必须充分重视核燃料循环设施中的临界安全问题,提高管理人员和运行人员的安全文化素质。     

国外核燃料工厂核临界事故的经验教训

本文通过对美、英、俄罗斯（前苏联）及日本的核燃料工厂已发生并公开报道的22起核临界事故及美国的一起未遂核临界事故的原因分析，从对核临界事故的认识，核燃料工厂的设计、运行管理和事故的紧急处理以及管理部门的审管方面，分析了我们应该吸取的主要经验教训。     

Criticality safety analysis for a core catcher designed in Korea

Corium is a molten mixture of portions of a reactor core generated by a core melting accident. Corium includes fissionable materials; therefore, a criticality safety analysis must be performed for the core catcher design. This study analyzes the criticality safety of corium arranged in a core catcher developed in Korea. The corium composition was calculated for a 1400 MW_e nuclear power plant. There are several variables involved in the criticality evaluation of corium, thus conservative assumptions were used to reduce the number of variables. A criticality evaluation procedure was employed to assess the operational failure of the core catcher under different accident scenarios. Four kinds of scenarios were selected, and criticality evaluations were pursued for each case. The multiplication factors in each condition were calculated with MCNP5 code. Also, the code bias was calculated with the benchmark problems of 262 LEU experiments to account for the uncertainty of MCNP code. All evaluation results for the assumed scenarios showed that the core catcher satisfies the regulatory guidelines for criticality safety. The calculation results will be used in the design of a core catcher being developed in Korea. It is expected that the data calculated in this study can be used as reference data for criticality safety evaluations of core melting accidents. Also, the procedure for criticality safety evaluation proposed in this study can be utilized to establish regulatory guidelines in Korea.     

Harmonisation of Criticality Assessments Of Packages for the Transport of Fissile Nuclear Fuel Cycle Materials

Abstract

The transport of fissile nuclear fuel cycle materials is an international business, and for international shipments the regulations require a package to be certified by each country through or into which the consignment is to be transported. This raises a number of harmonisation issues, which have an important bearing on transport activities. National authorities carry out independent reviews of the criticality safety of packages containing fissile materials but the underlying assumptions used in the calculations can differ, and the outcome is that implementation of the regulations is not uniform. A single design may require multiple criticality analyses to obtain base approval and foreign validations. When several competent authorities are involved, the approval and validation process of package design can often become a time-consuming, expensive and unpredictably lengthy process that can have a significant detrimental effect upon the businesses involved. The characteristics of the fissile nuclear fuel cycle materials transported by the various countries have much in common and so have the designs of the packages to contain them. A greater degree of standardisation should allow criticality safety to be assessed consistently and efficiently with benefits for the nuclear transport industry and the regulatory bodies.     

Nuclear criticality safety considerations for CASTOR casks with spent fuel of the Rossendorf nuclear devices

The spent fuel of the shut down Rossendorf nuclear devices is to be loaded into storage and transport casks of the type CASTOR-MTR-2. According to the variety of different nuclear devices at the Rossendorf site, the Rossendorf fuel is characterized by a great variety with regard to geometry, material, enrichment, and burn-up. According to the special loading conception, the fuel is embedded in aluminium bodies that the fill the CASTOR. The void fraction within the CASTOR is very small resulting in a small water fraction if water flooding is assumed. The criticality safety is proved by MCNP and OMEGA calculations. These are independent codes that use a completely different data base. The results of both codes agree very well demonstrating the reliability of the calculations. Apart from the proof of criticality safety, some interesting features were found mainly as a result of the very small water fraction.     

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。     

核临界事故报警系统布置分析方法研究

本文阐述了布置核临界事故报警系统的意义和原则,分析了核临界事故可能发生的机理,初步建立了一套核临界事故情景假设分析方法。研究了最小临界事故源项计算方法以及三维剂量场分布计数的方法,采用各设备最小临界事故剂量场分布最小值等高线图的方法来从众多剂量场分布图中优化选取合适的核临界事故报警系统布置点位,以确保其可以覆盖到每个具有核临界事故风险的设备,并对核临界事故报警系统探头类型选择的原则和方法进行了分析。