核燃料贮存临界安全实验研究

核燃料贮存临界安全实验研究史永谦林生活赵品台沈雷生罗椿英薛小刚阎凤文王文升刘振华＊（中国原子能科学研究院）关键词核燃料仓库临界安全实验研究在核燃料仓库内，一般都存放一种２３５Ｕ富集度的核燃料，并必需确保其临界安全。除了进行临界安全计算外，根据核安全法...     

硝酸铀酰溶液存放时浓度变化研究

研究了铀浓度分别为492g/L（硝酸根浓度285g/L)和246g/L(硝酸根浓度142g/L)的UO2（NO3）2均匀溶液在静止存放时铀浓度是否有浓度梯度变化。经过355天存放和5次取样分析,说明容器中UO2（NO3）2溶液铀浓度无梯度变化,仍然是均匀溶液。     

核燃料元件临时贮存临界安全分析

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。     

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。     

临界漂移分析

使用临界漂移分析程序(Cri SAA)对TRACY装置上的匀速注入核燃料溶液(RF)实验进行数值模拟,研究核燃料溶液装置开放临界漂移的瞬态特征,模拟结果是预测性的。Cri SAA给出实验的第一次峰时间、第一次峰功率、第一次峰释能和总裂变能等物理量的随机性特征,分析了反应性添加速度、铀溶度对临界漂移的影响。提出适用于开放临界漂移分析的改进的Fuchs模型,该模型有助于理解开放临界漂移过程。     

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%。     

硝酸在惰性电极上还原机理的研究

用恒电位电解法研究了室温下隋性Ｐｔ电极上硝酸的阴极过程。实验测定了阴极极化曲线和产生的阴极产物。根据所得结果，解释了电解产物与阴极电位的依赖关系和室温下各电位区间内电极过程的自催化性质。根据ＨＮＯ２和ＨＮＯ３的可见和紫外光谱研究，阐明了ＨＮＯ２的催化作用和适当浓度的硝酸可以在惰性电极上直接还原的机理。     

用超离心法研究硝酸溶液中铌胶体的形成

用超离心法研究铌胶体的形成。铌浓度大于7×10~(-8)mol/l后开始明显地形成胶体,大于1×10~(-5)mol/l时,形成胶体量剧增。铌形成胶体的趋势与硝酸浓度有关,在约3mol/l处有个(?)折点,低于3mol/lHNO_3,容易形成胶体,而且是多分散的;高于3mol/l HNO_3,形成胶体的倾向变弱,并趋于单分散。     

硝酸溶液中钼和锆溶解度的测定

一、前言在核裂变过程中,钼和锆是高产额的裂变产物元素,所以在乏燃料中钼和锆的含量较高。核燃料水法后处理工艺的常用介质是硝酸,因此测定硝酸溶液中钼和锆的溶解度是有意义的。对于裂变产物的过程化学的研究工作,溶解度数据也是必要的。关于硝酸溶液中钼和锆的溶解度,前人研究得很少,数据也不全。为此,我们测定了不同浓度的硝酸中不同温度下钼和锆溶解度;还观测了硝酸根和铀浓度对钼和锆的溶解度的影响;获取的数据较全面。     

辛酰哌啶萃取硝酸铀酰的动力学研究

利用恒界面池法研究了辛酰哌啶 (OP)甲苯溶液从硝酸介质中萃取铀酰的动力学。结果发现在恒定扩散条件下 ,速控步骤为在界面区域靠近水相一边的萃合物的生成反应 :UO2 (NO3) ++OP·HNO3(i) =UO2 (NO3) 2 ·OP(i) +H+。正、逆向反应的活化能分别为 :E+a =3.2 0kJ/mol和E- a =2 6 .2 5kJ/mol,萃取反应的热效应为ΔH =- 2 3.0 5kJ/mol。萃取过程形成了UO2 (NO3) 2 ·(OP)和UO2 (NO3) 2 ·(OP) 2 两种萃合物 ,第二种萃合物的形成发生在有机相     

核燃料溶液系统临界事故分析的辐解气体模型改进

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。     

钼铼合金对掉落临界安全的影响

发射阶段的掉落临界安全是空间快堆设计中的重点和难点。目前空间快堆保证掉落临界安全的常用手段之一是采用谱移材料兼作结构材料。钼铼（Mo-Re）合金因其优异的谱移性能和高温性能常用作空间快堆的谱移材料和结构材料。本文以美国Prometheus基本型堆芯方案为研究对象,采用MCNP程序计算并分析了不同Re含量的Mo-Re合金对掉落临界安全的影响及其机理。计算结果及分析表明：Re含量不同,反应堆掉落工况对临界安全影响也不同;能谱软化和Re含量增加引起的Re共振吸收增强是最严重掉落工况转变的主要因素。     

CNSC乏燃料组件运输容器临界安全分析

临界安全作为乏燃料组件运输容器的一项重要安全指标,需经过计算和分析以判断其是否满足法规标准。为分析中国核工业集团有限公司(China National Nuclear Corporation,CNSC)乏燃料组件运输容器临界安全设计是否满足《放射性物品安全运输规程》的要求,使用蒙特卡罗程序MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)构建了保守临界计算模型,对正常和事故工况下CNSC乏燃料组件运输容器进行了临界计算分析。分析表明:正常运输条件下单个货包和货包阵列的k_(eff)最大值为0.804 25,小于次临界限值,临界安全指数为0;事故工况下单个货包和货包阵列的k_(eff)最大值为0.813 17,小于次临界限值,临界安全指数为0。可见,正常和事故工况下,CNSC乏燃料组件运输容器的keff最大值均小于0.94的次临界限值,临界安全指数为0,满足法规标准要求。     

对我国核临界安全工作的思考

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。     

核临界安全中子吸收体干涉效应实验研究

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。     

核燃料循环临界事故中气溶胶行为研究

使用CONTAIN程序计算了核燃料循环临界事故发生时气溶胶的迁移、沉积等行为。结果表明：控制体连通与否以及水蒸气的存在与否会对气空间的气溶胶浓度、粒度分布及沉积等情况产生不同程度的影响。干燥情况下的控制体连通对气溶胶扩散影响并不明显,而水蒸气能够显著促进气溶胶的沉积和扩散。     

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。     

未来十年的临界安全技术

半个世纪以来,临界安全技术主要借鉴核武器与反应堆技术,未来十年临界安全将面临含易裂变材料废物贮存、长期地置处置、系统临界安全分析、贫铀在临界安全中的利用,法规改进,临界实验与基准、燃耗信用的应用、乏燃料元件干法贮存,计算方法改进,次临界袷度的统一标准等问题,本文展望了未来十年的临界安全技术,并对其中一些问题作了初步探讨。     

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。