MCNP程序计数分段卡存在的问题及解决办法

当应用蒙特卡罗程序(MCNP)的计数分段卡(FS卡)配合其他计数卡进行分段计数时,可能给出错误的计数结果。通过比较FS卡对同一几何体的3种模型的分段计数结果发现,填充形式模型的燃料棒区域的计数结果不正确。其原因在于燃料棒栅元由栅元集合卡(Universe卡)和填充卡(Fill卡)填充得到,而分段计数时MCNP程序认为被填充的栅元仍位于Universe卡定义的几何体处。据此提出了在Universe卡定义的几何体处对被填充栅元进行分段计数的解决方法。对例题的径向中子注量率分布的计算表明,该方法能够解决FS卡对填充形式描述的几何体进行分段计数时出现的错误。     

TOPAZ-Ⅱ反应堆~(135)Xe小反应性计算方法研究

TOPAZ-Ⅱ反应堆的中子通量密度很低,这使其在运行过程中引入的135Xe反应性很小,其数值难以采用现有的蒙特卡罗程序进行计算。本文考虑了中子价值对反应性的作用,采用MVP-BURN程序对TOPAZ-Ⅱ反应堆的135Xe小反应性进行了计算。该方法可为其他类似反应堆的小反应性计算提供参考。     

秦山三期乏燃料运输的临界安全分析

RY-IA型乏燃料运输容器是为运输101堆乏燃料设计的专用设备。使用该容器运输单个秦山三期乏燃料棒束,须进行临界安全分析。根据秦山三期破损乏燃料棒束运输的实际情况,本文对正常运输情况和假想事故情况分别进行了临界安全分析计算。假想事故情况包括整个装置掉入水中和掉入水中的同时吊篮损坏两种状态。临界计算表明,用RY-IA型容器运输单个秦山三期乏燃料棒束,无论正常还是事故情况下运输都能保证其核临界安全。秦山三期乏燃料运输的临界安全分析@孙征 @赵守智     

秦山三期乏燃料运输屏蔽计算分析

针对秦山三期的一组乏燃料组件在存放1.5或2a后,使用RY-IA型乏燃料运输容器运输的正常情况和事故情况,采用MCNP4C程序和DOT3.5程序对运输容器的屏蔽性能进行了计算分析。计算容器表面和离容器表面1m处的辐射水平,并对两个程序的计算结果进行了校验,结果符合较好。计算分析表明:     

空间核动力装置控制鼓系统试验样机热态性能试验

控制鼓系统是空间核动力装置上执行功率调节、紧急停堆的重要安全设备,其能否正常运行直接关系到核动力装置的安全性。为验证控制鼓系统能否满足设计要求,必须进行热态下的性能试验。本文采用1∶1全尺寸控制鼓系统试验样机,通过设计建立专用的热态性能试验装置,对试验样机寿期内全行程往复、电机切换和快速复位功能进行了试验验证和研究分析。试验过程显示,试验样机运行基本平稳,无异响和卡顿,快速复位时间满足设计指标,但传动链终端存在角度滞后、旋转过程位置重复精度低和小角度快速复位乏力等现象。该控制鼓系统试验样机机构设计基本满足机械运转功能,为下一阶段控制鼓系统结构的优化与定型奠定了基础。     

火星表面环境对核反应堆屏蔽性能的影响分析

针对核反应堆电源在火星表面运行时对周边工作人员和系统设备产生辐照问题,提出人员和设备的剂量限值要求及计算条件,并结合火星表面环境情况,计算分析了火星土壤、大气等对核反应堆屏蔽性能的影响。计算结果表明,火星土壤对核反应堆可起到很好的屏蔽作用,火星大气对中子和γ射线具有一定的散射作用,影响核反应堆的屏蔽效果。核反应堆置于火星坑中时,火星表面大气的散射作用对外围剂量的影响较大。火星坑回填土壤密度的增加可减小核反应堆外围剂量。核反应堆置于1.5 m深的火星坑中,采用相对密度为0.9的土壤进行回填时,距离核反应堆100 m处的年剂量值以及斯特林发动机下表面的剂量值均可满足剂量限值要求。     

乏燃料燃耗与中子发射强度的关系

对辐照过的低富集氧化铀燃料的燃耗与中子发射强度间的关系进行分析和研究。计算了不同初始富集度、不同燃耗、不同冷却时间的乏燃料的中子发射强度,经分析,证实了燃耗与中子发射强度间存在的幂函数关系,并对影响幂函数关系的各种因素进行了研究。发现幂函数关系中的系数受初始富集度、冷却时间、燃耗范围的影响;如果冷却时间大于2a,这个关系不受辐照历史的影响;如果冷却时间小于2a,这个关系受辐照历史的影响。     

基于几何推理有向图的装配序列规划

有向图是表示机械产品装配关系的有力结构,为减少有向图构造时的工作量,从拆装路径的空间可行性出发,提出了一种新的构造方法,从产品模型中提取装配关系矩阵并初始化有向图,建立层次化的结构,对产品中的零件进行路径规划,结合路径查找结果逐层填充节点,根据不同层次中节点的关系补充零件间的优先约束,从而生成相对完善的有向图。该方法基于CATIA二次开发自动进行几何推理,可用于存在复杂拆装路径的机械产品,具有良好的通用性。有向图拓扑排序生成的序列质量较高,运用粒子群算法对这些序列进行启发式搜索,相比传统方式缩小了搜索空间,能够更快找出较优的装配序列。     

铀溶液核临界安全实验装置首次物理启动

介绍了用于核临界安全问题研究的铀溶液实验装置,给出了在活性区全水反射层情况下首次物理启动时的核燃料装料步骤。用外推法、内插法、功率稳定法实验测定的硝酸铀酰溶液的临界体积为20479.62mL,从而给出235U的临界质量为1579.184g。最后给出控制棒价值的实验刻度等。     

2 秦山三期乏燃料运输稳态热工分析

本文对秦山三期乏燃料运输中正常情况下的稳态热工进行了分析，分析中考虑乏燃料本身产生的衰变热和外界环境的影响，建立了相应的数学和物理计算模型，给出了计算结果，并对不同的影响因素进行了敏感性分析，考虑了乏燃料不同的储存时间、太阳暴晒以及外环境处于零下40℃的堡学情堡，对比分析表明分析结果是合理的、适用的和保守的，采用RY—IA型乏燃料输容器运输秦山三期乏燃料可以保证正常工况下的热工条件，满足放射性物质运输温度规定。