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在核燃料溶解过程中,通常使用硝酸对核燃料进行溶解。针对核燃料溶解过程中的临界安全问题,在中试厂核临界安全实验装置上开展了硝酸浓度影响效应临界实验,在保持核燃料溶液浓度不变的情况下改变硝酸浓度,完成临界实验。获取了核燃料溶解过程酸度影响效应临界实验数据,通过3种临界方法得到的实验数据相对误差平均值为0.068%。同时使用蒙特卡罗程序进行了模拟计算,临界实验测量结果与理论计算值的相对偏差平均值为0.39%。研究结果表明,随着硝酸浓度的减小,系统的反应性逐渐增大,因此燃料溶解过程中需考虑由于硝酸浓度变化引起的反应性变化情况,其对乏燃料溶解过程的临界安全具有较大影响,需引起高度重视。 相似文献
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空泡效应对于溶液核燃料系统的安全分析评价至关重要。针对铀溶液空泡效应模拟实验方案,采用半经验关系式分析了静止液体中气泡的形成过程,综合考虑了气泡所受的浮力、阻力、惯性力、表面张力和气体动量力的影响,预测了气泡的大小及运动速度。在此基础上,针对3种浓度的铀溶液,使用蒙卡程序进行了空泡效应的理论计算分析。 相似文献
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基于蒙特卡罗均匀化理论与有限体积方法,建立了适用于瞬发临界事故分析的三维扩散时空动力学模型。将三维扩散时空动力学模型与非稳态传热模型、辐照裂解气泡模型耦合,对计算程序GETAC-S进行了升级,使其具备了对溶液系统任意几何与材料条件下的瞬态分析能力。使用国际上已有的瞬态装置TRACY的实验数据对GETAC-S进行了验证,结果符合良好。使用GETAC-S对日本的JCO临界事故进行了事故进程反演,证明GETAC-S具备了对复杂溶液系统下的临界事故后果进行评价与反演的能力,为核临界事故的预防、评估和屏蔽提供了理论支持。 相似文献
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相对中子通量密度分布是反应堆的重要物理参数之一,测量环形燃料零功率反应堆堆芯相对中子通量密度分布对了解环形燃料堆芯反应堆物理特性及开展安全分析具有指导意义。本文在环形燃料堆芯多边形装载下,采用箔活化法对辐照后燃料元件外表面不同位置金箔的γ活度进行测量,得到不同位置燃料元件轴向、径向的相对中子通量密度分布,并将测量值与蒙特卡罗理论计算值进行比对。结果表明:实验测量值与理论计算值最大相对偏差在12%以内,相对中子通量密度分布测量结果符合实验设计预期,现有蒙特卡罗分析手段可较好地分析堆内元件轴向通量密度分布情况。本文结果可为环形燃料的工程化应用提供重要的数据支撑。 相似文献
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为适应燃料管理计算发展的需要,对已有的基于Challenge工作站(小型机)的FMP燃料管理程序系统进行了微机化改造,且针对秦山核电厂实际运行循环进行了验证计算。FMP程序系统流程图示于图1。 相似文献
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改进了粗网差分加速的节块法的算法,在解两节块问题时,将所解的矩阵方程退化为4阶方程;给出了节块左右两界面的净中子流差值的公式,在已知初始节块的中子流的条件下,利用此公式可直接计算各节块界面的中子流。改进的算法提高了节块法计算的速度。 相似文献
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为保证与提升梅钢复吹转炉终点控制效果,在统计分析梅钢转炉炉役期碳氧积控制现状的基础上,研究弱搅工艺下碳氧积的主要影响因素。结果表明:梅钢4#和5#250 t转炉的炉龄分别为8 859和7 974炉,炉役碳氧积稳定在21×10~(-4)~26×10~(-4),平均分别为23.1×10~(-4)和24.0×10~(-4),转炉底吹控制良好,基本解决了底吹效果随炉龄增加而逐步恶化的问题;转炉终点温度、底吹孔堵塞数量和拉碳枪位对碳氧积的影响显著,随转炉终点温度的升高,碳氧积先增加后保持不变,温度每升高10℃,碳氧积增加0.6×10~(-4)~0.8×10~(-4),当温度高于1 660℃时,碳氧积稳定为约25×10~(-4);随底吹孔堵塞数的增加碳氧积逐步升高,当底吹孔堵塞数≥6个时,每堵塞2个底吹孔碳氧积增加3.5×10~(-4)~5.0×10~(-4);当底吹孔堵塞数≤4个时,随底吹孔堵塞数的增加碳氧积变化平缓,为21×10~(-4)~22×10~(-4);转炉拉碳枪位为1.6~1.7 m,拉碳时间40 s以上,有利于碳氧积和渣中全铁含量的降低。 相似文献