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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。 相似文献
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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
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核临界安全计算的一个新方法:单中子蒙特卡罗方法 总被引:1,自引:0,他引:1
应用蒙特卡罗方法计算K_(eff)通常情况下,需要首先计算给出裂变中子源分布,然后再根据裂变中子源分布计算给出K_(eff)。作为蒙特卡罗方法计算K_(eff)的主要困难,在于计算给出裂变中子源分布。正是由于这一原因,进入七十年代前后,人们开始把注意力集中到了所谓最优源对策问题的研究上。本文给出了一种计算K_(eff)的新的方法——单中子蒙特卡罗方法,改变了过去用蒙特卡罗方法计算K_(eff)时必须首先计算给出裂变中子源分布,然后再计算给出K_(eff)的分为两步的传统方法,而变成只有一步,即直接计算给出K_(eff)。证明了单中子蒙特卡罗估计为渐近无偏估计,概率收敛于K_(eff),并且给出了方差的近似计算公式。通过具体计算的例子表明,单中子蒙特卡罗估计可以很快地收敛于K_(eff),至少节省了通常蒙特卡罗方法计算K_(eff)时所需要的计算给出裂变中子源分布的计算机的全部时间。 相似文献
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本工作是在柱—锥系统临界安全蒙特卡罗计算基础上,采用微分蒙特卡罗方法进一步计算该系统由于液面扰动所引起有效增殖因子K_(eff)的变化律,应用于临界安全计算,对提高计算效率有实际应用价值。 相似文献
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超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC 总被引:5,自引:0,他引:5
吴宜灿 宋婧 胡丽琴 龙鹏程 何桃 程梦云 郑华庆 郝丽娟 俞盛朋 孙光耀 吴斌 杨琪 陈朝斌 党同强 方菱 裴曦 王芳 汪进 蒋洁琼 汪建业 赵柱民 FDS团队 《核科学与工程》2016,(1):62-71
蒙特卡罗方法对于复杂核系统的模拟具有明显优势,然而在实际工程应用中存在巨大的挑战,如复杂结构与材料分布精准建模难度大、计算收敛速度慢、海量数据难以及时有效分析等。超级蒙特卡罗核计算仿真软件系统SuperMC设计为支持以辐射输运为核心,包含燃耗、辐射源项/剂量/生物危害、材料活化与嬗变等的综合中子学计算,支持热工水力学、结构力学、化学、生物学等多物理耦合模拟。SuperMC目前已发展了精准建模、高效计算、四维可视化等关键技术,通过2 000余个国际基准模型及实验的验证与确认,在反应堆工程等方面获得广泛应用,本文对其发展概况进行介绍。 相似文献
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对我国核临界安全工作的思考 总被引:1,自引:0,他引:1
对我国的核临界安全工作进行全面思考,肯定了40多年来我国核燃料循环生产系统的安全业绩,指出可能导致核临界事故的着急环节及存在问题,对于如何进一步加强核临界安全工作,从多角度提出对策。 相似文献
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临界安全在反应堆物理中是一非常重要的课题,而溶液系统的临界安全是其中的一个方面。本工作以目前国内唯一的铀溶液临界实验装置为例,对其温度效应进行研究,计算了该装置的温度系数,为装置的下一步改造提供了一定的理论支持。 相似文献
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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。 相似文献
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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
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文章提出最小核临界事故源项的分析模型,并给出了相关计算方法,利用MCNP程序计算了不同易裂变材料以及不同物料状态下,发生最小核临界事故时的总裂变次数和中子伽马吸收剂量比等源项参数。通过与已发表文献和已有相关数据进行对比,结果符合良好。 相似文献
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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。 相似文献
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系统回顾和总结了核安全文化的发展进程及其阶段特征,分析了核安全文化的内涵特性。总结了我国核安全监管取得的成就,剖析了核安全监管面临的挑战和存在的问题。重点研究了核安全文化与核安全监管的关系,两者既有本质的区别,又有密切的联系。核安全监管要引入核安全文化理念,注重人文关怀,提高文化含量,提升核安全监管的层次和效率。核安全监管当局必须加强核安全文化的培育,指导核安全文化的发展。发挥核安全文化的作用。 相似文献