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。     

ADS铅冷却剂临界装置堆芯物理设计

为研究加速器驱动次临界反应堆系统(ADS)次临界堆芯与靶的耦合特性,以验证设计方法和计算程序,本文构建了ADS特有的快中子谱、较高能量放大系数及负温度系数的铅冷却剂临界装置堆芯,以用于开展不同富集度燃料特性、不同外源能谱与强度条件、不同实验样品的反应性影响、中子源与堆芯耦合特性等实验研究。确定了燃料元件构造、靶区结构、堆芯布置、反射层结构与价值、安全控制及反应性价值等物理参数,为下一步ADS铅冷却剂临界装置研制及实验研究提供了工程实施依据。     

快中子临界装置主安全块传动机构研制

快中子临界装置主安全块传动机构是实现装置安全启动和解体的关键环节。本文介绍了某快中子临界装置机械传动设计、安全保护措施实施、关键技术指标要求和测试结果、安全验证等。各项实验和测试结果表明,本设计安全可靠,满足快中子临界装置安全运行需求。     

DF-VI快中子临界装置2号堆芯临界实验

DF-VI快中子临界装置在改造完成、堆芯发生了变化以后,进行了重新启动和一系列的实验测量。测量内容有：根据29次临界实验的数据对2号堆芯平均临界元件数和临界质量进行了计算;应用周期法和棒补偿法对控制棒价值进行了刻度;用逆动态反应性计对安全棒和安全块的价值进行了测量;对单根边缘元件价值和径向元件价值分布进行子测量。通过以上实验测量,确定了DF-VI快中子临界装置2号堆芯的主要安全运行参数。     

铀棒栅临界实验装置水堆安全棒系统结构设计及实验验证

为满足核安全法规的要求和铀棒栅临界实验装置水堆紧急停堆的需要,设计了8根镉棒并排组成的安全棒,采用电磁铁断电以实现快速下落,达到紧急停堆的目的。经实验验证,该系统性能稳定可靠、重复性好,安全棒价值为1.125×10^-2 Δk/k,快速下落时间为(0.363±0.002) s,满足核安全法规的要求,为铀棒栅临界实验装置水堆的安全运行提供了保障。     

浓缩铀柱形临界装置徒手装配临界安全检验

为完成徒手装配浓缩铀柱形临界装置临界安全检验实验,设计了基于薄膜装配的验证系统,以替代浓缩铀柱形临界装置上半部分结构。用MCNP程序计算了浓缩铀柱形临界装置上半部分及验证系统密合时的有效增殖因子keff。实验测得验证系统中心增殖不会超过12.50,满足徒手装配装置中心增殖限定值15的要求。实验结果表明,验证系统设计合理,徒手装配浓缩铀柱形临界装置是安全的。     

铀溶液核临界安全实验装置控制保护系统

主要阐述了铀溶液核临界安全实验装置控制保护系统的设计思想、保障技术和系统原理。     

快中子临界装置状态参数监测单元设计

为满足快中子临界装置测控系统要求,采用虚拟仪表技术与智能化仪表相结合,设计了快中子临界装置测控系统状态参数监测单元,用于实时监测装置的运行状态。本文主要介绍了单元的结构与设计。测试结果表明,该参数监测单元改善了监测信号的抗干扰能力、可靠性和可维护性,满足系统人因工程需要,达到了预期要求。     

北京市辐照装置安全管理的思考

依照新标准,通过监督检查,了解了北京市辐照装置单位安全管理现状,分析了避免发生辐射事故／事件的状况,对一旦发生卡源等事件时如何做到职责清晰、快速解决,避免造成社会恐慌,提出了建议。     

4 DF-VI快中子临界装置运行年报

DF—VI快中子临界装置的运行、维护等工作严格按照运行质量保证大纲和各安全运行管理规程的要求进行，切实贯彻“安全第一，质量第一”的质量方针，在完成科研工作的同时，确保实现了安全运行，圆满地完成运行和实验研究工作，确保上等级事故发生率为零的目标。     

运输容器临界安全评价要点剖析

易裂变物质的运输是堆外操作易裂变物质的主要活动之一,特别是随着越来越多核电厂、研究堆的投建或退役,新、乏燃料的运输临界安全问题备受关注。在对易裂变物质的运输进行临界安全评价时应遵循相关的法规要求,如GB 11806-2004《放射性物质安全运输规程》,这是我国易裂变材料运输要满足的强制性要求和准则。针对该标准制定的各项规定和要求,结合设计和评审中的工程实际经验,以1个新燃料运输容器的设计分析为例,探讨了易裂变物质运输时核临界安全评价的技术要求,为易裂变材料货包的设计、安全评审提供参考和建议。     

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。     

截短型燃料组件堆内贮存临界安全分析

基于小型压水堆特有的截短型燃料组件,建立乏燃料贮存水池几何模型,分析正常贮存及事故工况下的临界安全。选取合理的保守假设,建立适当的计算模型,分别计算了一区和二区正常贮存工况、地震事故工况、组件跌落事故工况、新组件误插入事故工况的反应性。计算得到事故工况下有效增值因子最大值为0.932 83。小型压水堆乏燃料贮存水池临界安全分析中,正常工况及事故工况下计算结果均小于0.95。该设计模型可确保燃料堆内贮存区域处于次临界状态,且安全可控。     

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。     

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。     

AP1000乏燃料贮存格架临界安全分析

基于SCALE6程序包对西屋公司采用燃耗信任制技术的AP1000核电厂乏燃料贮存格架(SFSRs)临界安全分析过程进行了复现,在此基础上结合AP1000核电厂堆芯反应性控制特性,分析了轴向燃耗分布对系统反应性的影响。结果表明,高燃耗下采用机械补偿(MSHIM)轴向燃耗分布计算得到的系统反应性更保守,同时临界安全分析中需考虑吸收体在组件燃耗过程中对反应性的影响,且不应信任可溶硼。     

乏燃料后处理溶解过程核临界安全初步分析

通过建立合理的空间分布模型,对后处理厂乏燃料溶解不同阶段的核临界安全问题进行分析,同时对重要的核临界安全参数给予影响评价。结果显示,在仅考虑易裂变核素形态转变的理想情况下,溶解初期为最危险状态;温度升高和硝酸浓度增大对系统的影响为负效应,影响均小于4%;可溶中子毒物的加入与燃耗信任制技术的应用能大幅提高系统的经济性,影响均可达到30%。     

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。      

Anisotropic Diffusion Effect on Criticality of Plate Lattice Fast Assembly

The neutron diffusion in plate lattice is generally somewhat anisotropic. In case of usual plate cells for the mockup of LMFBR composition, the diffusion coefficient for parallel direction to lattice plate, based on Benoist's theory, proves to be larger by 2～4% than that for perpendicular direction, which is considered to affect the criticality of plate lattice fast assembly.

A practical treatment of the anisotropic diffusion effect on criticality has been proposed, in which, like the transport correction, the anisotropic diffusion effect is treated as a correction term to be applied to the conventional isotropic diffusion calculation. The method is applied to actual plate lattice critical assemblies, already built in FCA, ZPR or ZEBRA. The anisotropy correction on criticality turns out to amount to the order of -0.2～-0.4%Δ k/k for the normal plate lattice-core. The amount of anisotropy correction is further enhanced in case of an assembly consisting of plate lattice-blanket or sodium-voided core. The anisotropic diffusion effect on criticality is, therefore, important for the analysis of criticality of plate lattice assembly, and should be corrected in addition to the conventional heterogeneity effect. The present method, based on the perturbation theory, is practical and useful.