检索结果-内蒙古大学图书馆

核动力工程 2016年第S1期37卷 122-126页

作者：张强王林博丁铜伟黄婧国防科工局核技术支持中心北京100080

采用我国现行核临界安全标准及MCNP4C程序,对UF6转化金属铀生产线进行核临界安全分析和评价。选取国际公布的核临界基准实验数据,确认了MCNP4C程序计算分析被评价系统的偏倚和次临界限值。采取偏保守的假设条件,计算分析了镀铜工序正常... 详细信息

采用我国现行核临界安全标准及MCNP4C程序,对UF6转化金属铀生产线进行核临界安全分析和评价。选取国际公布的核临界基准实验数据,确认了MCNP4C程序计算分析被评价系统的偏倚和次临界限值。采取偏保守的假设条件,计算分析了镀铜工序正常与可信事故工况下的中子有效增殖因子,并结合核临界安全标准的要求,评价该生产线的安全性。分析结果表明,该生产线次临界控制参数或最大中子有效增殖因子均小于相应次临界限值,处于次临界安全状态。

关键词： MCNP4C 临界安全分析正常工况事故工况

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AP1000乏燃料贮存格架临界安全分析

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原子能科学技术 2014年第S1期48卷 433-436页

作者：陈志宏沈季李亢深圳中广核工程设计有限公司上海分公司上海200241

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... 详细信息

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。

关键词： SCALE6 燃耗信任制临界安全分析

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UX-30型UF_6运输货包核临界安全分析

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原子能科学技术 2014年第S1期48卷 394-398页

作者：权艳慧周琦尹生贵中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所北京102413

利用MONK-9A和MCNP程序对UX-30型UF6运输货包进行了正常与事故工况下的核临界安全分析与评价。首先选取国际公布的临界基准实验数据,验证并确定了MONK-9A和MCNP程序计算分析类似物料形态时的偏倚和次临界限值。其次采取较为包络的临界... 详细信息

利用MONK-9A和MCNP程序对UX-30型UF6运输货包进行了正常与事故工况下的核临界安全分析与评价。首先选取国际公布的临界基准实验数据,验证并确定了MONK-9A和MCNP程序计算分析类似物料形态时的偏倚和次临界限值。其次采取较为包络的临界安全假设条件,计算分析了UX-30型UF6运输货包正常与事故工况下的中子有效增殖因数,评价了运输过程的安全性。计算结果表明,UX-30型UF6运输货包在最严重事故工况下最大的keff小于确定的次临界限值,处于次临界的安全状态。根据临界安全指数的定义,UX-30货包的临界安全指数CSI可定为0。

关键词： UF6 运输货包临界安全分析正常工况事故工况

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CNSC乏燃料组件运输容器临界安全分析

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核技术 2020年第3期43卷 39-44页

作者：张敏王婧洪哲李小龙张亮潘玉婷生态环境部核与辐射安全中心北京102445 国防科工局核技术支持中心北京100080

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... 详细信息

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keff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keff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。

关键词： CNSC运输容器临界安全分析临界安全指数

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最佳估算方法在核临界安全分析的应用研究

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核科学与工程 2017年第4期37卷 619-627页

作者：陈添霍小东杨海峰易璇中国核电工程有限公司北京100840

最佳估算方法可以同时对多个参数按概率分布进行抽样,从而模拟系统真实的物理状况,计算结果的容忍区间及置信水平与抽样数目有关。本文将最佳估算方法应用于压水堆核电站乏燃料贮存格架和燃料运输容器的临界安全分析,采用非参数抽样统... 详细信息

最佳估算方法可以同时对多个参数按概率分布进行抽样,从而模拟系统真实的物理状况,计算结果的容忍区间及置信水平与抽样数目有关。本文将最佳估算方法应用于压水堆核电站乏燃料贮存格架和燃料运输容器的临界安全分析,采用非参数抽样统计方法,多参数同时抽样,并对各抽样参数的敏感度进行分析。抽样计算的结果统计分析表明,最佳估算方法更接近真实值,证明原逐参数单独进行敏感性分析方法的保守性并得到相应的保守裕量;对于特定研究对象参数的敏感性排序是稳定的,主要取决于参数自身的敏感性,参数的范围及分布的影响较小,应在相关设备的设计与制造中重点关注敏感度高的参数。

关键词：最佳估算方法临界安全分析非参数抽样统计方法参数敏感性分析乏燃料贮存格架燃料运输容器

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乏燃料后处理厂草酸钚沉淀器临界安全分析研究

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核科学与工程 2016年第6期36卷 874-880页

作者：邵增易璇霍小东中国核电工程有限公司北京100840

本文对乏燃料后处理厂中钚尾端工艺环节的关键设备草酸钚沉淀器进行了临界控制方法和参数的详细分析。针对连续沉淀器的工艺和结构特点,对易裂变物质的状态进行了一系列分析,比较了均匀溶液和悬浮颗粒溶液反应性的差别。对单个沉淀器和... 详细信息

本文对乏燃料后处理厂中钚尾端工艺环节的关键设备草酸钚沉淀器进行了临界控制方法和参数的详细分析。针对连续沉淀器的工艺和结构特点,对易裂变物质的状态进行了一系列分析,比较了均匀溶液和悬浮颗粒溶液反应性的差别。对单个沉淀器和多个沉淀器并行工作的情况分别进行了临界安全分析,并分别研究了不含中子毒物、布置中子毒物层以及布置中子毒物棒等情况下能达到的最大处理能力。选取了临界安全基准实验国际评价中的相似实验方案进行了验证计算,分析了所用程序计算此类问题的不确定度。本文开展的临界安全分析研究总结了连续沉淀器临界安全控制的规律性结论,可为后续连续沉淀器的工艺设计及今后的工程应用提供参考。

关键词：乏燃料后处理草酸钚沉淀器临界安全分析中子毒物

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简化管束设备室整体临界安全分析方法研究

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现代应用物理 2024年第1期15卷 82-87页

作者：陈添张毅诚胡小利费钧天邵增易璇杨海峰中国核电工程有限公司北京100840

对处理溶液类易裂变材料设备室的整体临界安全分析,提出了简化管束设备室整体临界安全分析方法,保守地将设备室内盛装易裂变材料的管道的料液集中布置成为简化管束,并紧贴设备室内反应性最大的设备上,以全面保守地考虑管道对临界安全的... 详细信息

对处理溶液类易裂变材料设备室的整体临界安全分析,提出了简化管束设备室整体临界安全分析方法,保守地将设备室内盛装易裂变材料的管道的料液集中布置成为简化管束,并紧贴设备室内反应性最大的设备上,以全面保守地考虑管道对临界安全的影响。基于简化管束模型,针对地震工况下的管道位移,采用保守且合理的模型进行地震工况下设备室整体临界安全分析。计算结果表明,简化管束整体临界安全分析方法比按实际管道布置精细化建模的方法的计算分析过程更简便,是一种合理且保守的考虑管道的设备室整体临界安全分析方法。

关键词：简化管束临界安全分析设备室管道

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核燃料组件运输容器的临界安全分析

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核安全 2019年第3期18卷 89-94页

作者：张敏曹芳芳张亮潘玉婷洪哲生态环境部核与辐射安全中心

为验证CEFR-MOX燃料组件运输容器临界安全分析结果,本文对临界安全计算模型、正常和事故工况下情景假设、临界安全分析等内容使用MCNP程序进行了分析与计算.校核结果表明:正常和事故工况下,CEFR-MOX燃料组件运输容器Kef值变化趋势与原... 详细信息

为验证CEFR-MOX燃料组件运输容器临界安全分析结果,本文对临界安全计算模型、正常和事故工况下情景假设、临界安全分析等内容使用MCNP程序进行了分析与计算.校核结果表明:正常和事故工况下,CEFR-MOX燃料组件运输容器Kef值变化趋势与原设计基本吻合,最大Kef值与原设计Kef值相对偏差不超过1%。

关键词： CEFR-MOX燃料组件运输容器临界安全分析

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中国先进研究堆新燃料组件运输的临界安全分析

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同位素 2022年第6期35卷 513-518,I0004页

作者：贾晓淳中国原子能科学研究院核工程设计研究所北京102413

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... 详细信息

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。

关键词：中国先进研究堆 MCNP程序次临界限值临界安全分析临界安全指数

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热室乏燃料贮存临界安全分析

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科技创新导报 2015年第36期12卷 143-144,146页

作者：邵静中国原子能科学研究院北京102413

遵照我国相关法规和标准,根据热室乏燃料存储方案及相关核材料信息,利用MCNP程序,使用基于ENDF/B-VI的核截面数据库(精确的点截面数据),对120个相似的临界基准例题进行验算,对热室乏燃料存储核临界安全问题进行计算分析。通过以上临界计... 详细信息

遵照我国相关法规和标准,根据热室乏燃料存储方案及相关核材料信息,利用MCNP程序,使用基于ENDF/B-VI的核截面数据库(精确的点截面数据),对120个相似的临界基准例题进行验算,对热室乏燃料存储核临界安全问题进行计算分析。通过以上临界计算,得出热室贮存压水堆乏燃料在三种不同的排放情况下都能够保证核临界安全,为最终确定热室存储核燃料方案提供依据。

关键词： MCNP 热室临界安全分析乏燃料

来源：评论

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