检索结果-内蒙古大学图书馆

原子能科学技术 2020年第S01期54卷 226-232页

作者：朱庆福周琦中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部北京102413

核临界安全是核科技工业特有的安全种类,是贯穿整个核燃料循环的特殊安全问题,是核事业发展的生命线。核临界安全技术是核科技工业中防止意外的中子链式裂变反应导致放射性事故的研究领域。我国核临界安全技术研究的起源与发展在中国原... 详细信息

核临界安全是核科技工业特有的安全种类,是贯穿整个核燃料循环的特殊安全问题,是核事业发展的生命线。核临界安全技术是核科技工业中防止意外的中子链式裂变反应导致放射性事故的研究领域。我国核临界安全技术研究的起源与发展在中国原子能科学研究院(CIAE),中核集团核临界安全中心依托CIAE设立,经过长期的技术积累与发展形成了较完整的技术研发体系,本文将从临界实验、临界监测、理论分析、信息化等方面对核临界安全技术研究的进展进行简要阐述。

关键词：核临界安全核临界安全技术临界安全问题临界实验

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核临界安全中的源倍增法研究

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原子能科学技术 2005年第2期39卷 97-100页

作者：朱庆福史永谦胡定胜中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所北京102413

文章对核临界安全研究中通常采用的现场测量技术———源倍增法进行研究。从有源扩散理论出发,导出了与keff不同的有源次临界中子有效增殖因子ks的表达式,并在次临界系统上进行了验证研究。验证实验研究证实了所导出的ks 的正确性。源... 详细信息

文章对核临界安全研究中通常采用的现场测量技术———源倍增法进行研究。从有源扩散理论出发,导出了与keff不同的有源次临界中子有效增殖因子ks的表达式,并在次临界系统上进行了验证研究。验证实验研究证实了所导出的ks 的正确性。源倍增法测量的参数实际上是次临界系统在外源作用下的有源次临界中子有效增殖因子ks,而不是以往的中子有效增殖因子keff,这就解决了长期困扰人们的有关源倍增法测量的参数问题。文章讨论了ks 与keff间的差别和关系以及它们对核临界安全的影响。

关键词：核临界安全有效增殖因子次临界系统中子验证实验现场测量倍增技术差别文章

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核临界安全中子吸收体干涉效应实验研究

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原子能科学技术 2010年第7期44卷 825-828页

作者：朱庆福周琦罗皇达张巍中国原子能科学研究院反应堆工程研究设计所北京102413

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... 详细信息

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。

关键词：核临界安全干涉效应临界实验中子吸收体

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中子相互作用对多体系统核临界安全的影响与评估方法研究

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原子能科学技术 2024年第2期58卷 382-392页

作者：吕兴震朱庆福张寅周琦夏兆东张振洋张鹏展成昱廷孙旭中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究所北京102413 国家核应急响应技术支持中心北京100160 国家国防科技工业局核技术支持中心北京100070

中子相互作用,即中子在两个或两个以上裂变系统之间的交换,使多体系统的核临界安全问题变得非常复杂。针对核燃料循环领域不断涌现的多体具体场景,提出了一种保守、便捷、适用性较好的评估多体系统核临界安全(反应性变化)的方法。基于... 详细信息

中子相互作用,即中子在两个或两个以上裂变系统之间的交换,使多体系统的核临界安全问题变得非常复杂。针对核燃料循环领域不断涌现的多体具体场景,提出了一种保守、便捷、适用性较好的评估多体系统核临界安全(反应性变化)的方法。基于立体角法建立了距离因素与反应性变化之间的定量关系;通过反照率来评估单体之间、单体与屏蔽体之间的中子散射贡献;通过容器壁效应函数考虑容器壁材料与厚度的影响。利用中国原子能科学研究院的临界装置,通过临界实验对本方法进行了验证。本方法在评估距离效应实验时,与实验结果最大偏差不超过0.12Δk/k,评估屏蔽效应实验时,与实验结果最大偏差不超过0.035Δk/k,对比结果能够证明本方法的可行性与安全性。

关键词：核临界安全多体系统中子相互作用临界实验

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熔盐堆核燃料盐贮存的核临界安全分析

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核技术 2024年第8期47卷 149-156页

作者：杨震戴志敏杨掌众邹杨中国科学院上海应用物理研究所上海201800 中国科学院大学北京100049 生态环境部西北核与辐射安全监督站兰州730020

熔盐堆是国际公认推荐的6种第四代反应堆型之一,可以使用液态核燃料,其核燃料生产、转运和贮存所涉及工艺过程与常规固态核燃料堆型也不同。为做好核燃料管理和核安全监管,有必要对其贮存的临界安全进行分析。本研究参考美国液态燃料熔... 详细信息

熔盐堆是国际公认推荐的6种第四代反应堆型之一,可以使用液态核燃料,其核燃料生产、转运和贮存所涉及工艺过程与常规固态核燃料堆型也不同。为做好核燃料管理和核安全监管,有必要对其贮存的临界安全进行分析。本研究参考美国液态燃料熔盐反应堆MSRE(Molten Salt Reactor Experiment)相关设计参数,通过选取液态燃料熔盐堆核燃料的贮存建模、临界参数分析、蒙特卡罗中子输运软件仿真模拟计算,分析不同因素对核燃料盐贮存的影响,总结了设计模型下干燥环境贮存、水淹环境贮存的keff值及与燃料盐总质量变化的规律。最终,得到了不同情况下次临界安全控制的质量及与对应原料盐、中间产物、考虑容器壁影响时的对比。本研究结合法律法规及核材料流转过程进行分析讨论,归纳核燃料盐核临界安全特性,从核安全监管角度首次提出了相关监督审评要点。

关键词：熔盐堆燃料盐贮存核临界安全监管

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铀水系统核临界安全的蒙特卡罗计算

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原子能科学技术 2006年第B09期40卷 82-84页

作者：荆永宇陶丽娟林华兰州铀浓缩厂甘肃兰州730065

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keff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，... 详细信息

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keff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。

关键词：铀水系统核临界安全蒙特卡罗模拟计算

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MOX燃料贮存水池核临界安全分析

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原子能科学技术 2018年第8期52卷 1388-1392页

作者：李航周琦朱庆福中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部北京102413

利用MONK程序对MOX热室项目燃料贮存水池进行了核临界安全分析。针对给定的水池尺寸和燃料棒数量,确定燃料以分区方式贮存。选取国际公布的临界基准实验数据,验证并确定MONK程序计算分析类似物料形态时的偏倚和次临界限值,其次进行保守... 详细信息

利用MONK程序对MOX热室项目燃料贮存水池进行了核临界安全分析。针对给定的水池尺寸和燃料棒数量,确定燃料以分区方式贮存。选取国际公布的临界基准实验数据,验证并确定MONK程序计算分析类似物料形态时的偏倚和次临界限值,其次进行保守假设,确定贮存水池在正常及事故工况下其中子有效增殖因数,评价贮存水池的安全性。计算结果表明,贮存水池在最危险事故工况下,其最大中子增殖因数小于次临界限值,系统处于临界安全状态。

关键词： MONK程序核临界安全燃料贮存水池

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乏燃料后处理溶解过程核临界安全初步分析

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原子能科学技术 2013年第8期47卷 1375-1379页

作者：刘颖瑜骆志文刘振华中国原子能科学研究院北京102413

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... 详细信息

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%。

关键词：乏燃料后处理溶解器核临界安全

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核临界安全实验装置数字化保护系统研制

核临界安全实验装置数字化保护系统研制

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作者：刘威峰南华大学

学位级别：硕士

研究堆代表着核技术发展的最高水平,其数量在发展中国家呈增加趋势。临界装置作为研究堆的一种,其结构需要经常进行变换且操作更加频繁,因此对其保护系统的设计提出了更高更复杂的要求。早期设计的保护系统采用模拟电子技术,存在着模拟... 详细信息

研究堆代表着核技术发展的最高水平,其数量在发展中国家呈增加趋势。临界装置作为研究堆的一种,其结构需要经常进行变换且操作更加频繁,因此对其保护系统的设计提出了更高更复杂的要求。早期设计的保护系统采用模拟电子技术,存在着模拟电路固有的定值漂移、噪声干扰等问题。传统的数字化保护系统采用微处理器或专用的DSP芯片作为控制核心,虽然克服了模拟电路固有的定值漂移和噪声干扰的缺陷,但同时又带来了软件共因故障、缺乏有效的验证与确认平台等问题。基于FPGA的专用集成电路因其特有的硬件实现方式,已成为核临界安全实验装置数字化保护系统理想的方案。本文研制了基于STM32与FPGA的临界装置数字化保护系统。该保护系统由两套功率保护装置、两套周期保护装置、两套安全逻辑装置、两套安全断路器组成,保护逻辑采用参数二取一、通道二取一的方式,确保在出现停堆条件时能及时准确实现停堆保护。所做的主要工作如下: 首先,分析了国内外研究堆保护系统数字化研究现状,在此基础上设计了数字化的临界装置保护系统。介绍了功率测量和周期测量的原理,作为保护系统核心设备功率保护单元和周期保护单元设计的理论依据。设计了系统各组件的实现方案与动作目标。其次,设计了功率保护单元与周期保护单元的硬件电路,并以Keil u Vision5为平台编写了STM32的主控程序、高压监测与手自动调节程序,以Vivado为平台编写了FPGA采集功率信息、输出自检信号的程序。针对系统方案中采用查找表法计算周期在精度要求较高时将占用大量FPGA硬件资源或需要外挂存储器的问题,可采用指数曲线拟合法计算反应堆功率增长周期。针对拟合公式中对数计算精度要求较高时,将消耗大量资源与时间的问题,提出了基于FPGA的CORDIC算法来实现拟合公式中对数的计算,编写了计算对数的相关程序实现了相应功能。最后,对组装成型的功率保护单元与周期保护单元进行了相应的功能测试,测试结果显示设备功能满足设计需求,且在响应时间上优于同类型设备。

关键词：核临界安全保护系统 FPGA CORDIC对数算法

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铀溶液核临界安全实验装置

引用

核动力工程 2002年第3期23卷 72-75,102页

作者：史永谦林生活等中国原子能科学研究院北京102413

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... 详细信息

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。

关键词：铀溶液核临界安全实验装置安全措施

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