铀溶液多体系统核临界安全实验不确定度分析与基准化

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作者 周琦 夏兆东 +6 位作者 成昱廷 孙旭 王璠 李东朋 李焕星 张振洋 朱庆福 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第6期1319-1326,共8页

为研究铀溶液多体系统的核临界安全特性,中国原子能科学研究院利用铀溶液核临界安全实验装置开展了两个系列的双平板式多体系统核临界安全实验,并完成了所有实验数据的不确定度分析和基准化。铀溶液多体系统由正对的两个相同尺寸的平板... 为研究铀溶液多体系统的核临界安全特性,中国原子能科学研究院利用铀溶液核临界安全实验装置开展了两个系列的双平板式多体系统核临界安全实验,并完成了所有实验数据的不确定度分析和基准化。铀溶液多体系统由正对的两个相同尺寸的平板容器组成,平板容器之间的距离和隔离体能够改变,开展了距离效应和屏蔽效应共24个临界实验。根据国际核临界安全基准实验手册(ICSBEP)提出的不确定度分析方法进行了实验的不确定度分析,最大的总不确定度为200 pcm。建立了全部实验的详细基准模型,对两套蒙特卡罗软件与核截面数据库的组合计算特定系统k_(eff)的适用性进行了评价。两套组合的计算值与基准值的最大计算偏差分别为309.0 pcm和252.0 pcm,确认这两套组合均可用于相关系统的临界安全设计或安全分析。 展开更多

关键词 铀溶液 多体系统 核临界安全实验 不确定度分析

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核燃料元件研制设施核临界安全控制策略分析

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作者 陈建刚 易伟 +1 位作者 孙超 李佳 《中国核电》 2024年第6期836-841,共6页

核临界安全是核燃料循环系统特有的、核心的核安全问题。核临界安全风险是核燃料元件研制设施的重点风险,一旦管控失效将引发核临界事故,其事故后果将影响员工生命健康、社会舆论稳定和核事业发展,因此必须高度重视核临界安全控制。本... 核临界安全是核燃料循环系统特有的、核心的核安全问题。核临界安全风险是核燃料元件研制设施的重点风险,一旦管控失效将引发核临界事故,其事故后果将影响员工生命健康、社会舆论稳定和核事业发展,因此必须高度重视核临界安全控制。本文基于核燃料元件研制设施设计、建造和运行的工程实践,针对核临界安全风险管控重点和难点,从工程技术措施和行政管理措施两方面探讨、分析和总结了核燃料元件研制设施核临界安全风险控制策略。通过核临界安全控制策略的有效实施,核燃料元件研制过程中核临界安全风险得到了有效管控。 展开更多

关键词 核燃料元件 核临界安全 风险控制

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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 被引量：2

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作者 吕兴震 朱庆福 +6 位作者 张寅 周琦 夏兆东 张振洋 张鹏展 成昱廷 孙旭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第2期382-392,共11页

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... 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。 展开更多

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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核临界安全技术研究进展 被引量：4

4

作者 朱庆福 周琦 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2020年第S01期226-232,共7页

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... 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。 展开更多

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 被引量：6

5

作者 朱庆福 史永谦 胡定胜 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第2期97-100,共4页

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... 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。 展开更多

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 被引量：3

6

作者 朱庆福 周琦 +1 位作者 罗皇达 张巍 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第7期825-828,共4页

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... 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。 展开更多

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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MOX燃料贮存水池核临界安全分析 被引量：4

7

作者 李航 周琦 朱庆福 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第8期1388-1392,共5页

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... 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。 展开更多

关键词 MONK程序 核临界安全 燃料贮存水池

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对我国核临界安全工作的思考 被引量：1

8

作者 李玉成 从慧玲 《辐射防护通讯》 2000年第2期6-9,共4页

对我国的核临界安全工作进行全面思考 ,肯定了 4 0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关键环节及存在问题。对于如何进一步加强核临界安全工作 ,从多角度提出对策。

关键词 核临界安全 核监界事故 中国 核监界安全工作

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乏燃料后处理溶解过程核临界安全初步分析 被引量：3

9

作者 刘颖瑜 骆志文 刘振华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第8期1375-1379,共5页

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... 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%。 展开更多

关键词 乏燃料后处理 溶解器 核临界安全

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铀富集厂容器取料过程中的核临界安全计算 被引量：1

10

作者 荆永宇 周济人 +1 位作者 林华 刘会平 《辐射防护通讯》 2002年第3期12-14,共3页

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 KENO 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 ,... 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 KENO 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 。 展开更多

关键词 容器取料过程 铀富集厂 核临界安全 核燃料生产

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铀水系统核临界安全的蒙特卡罗计算

11

作者 荆永宇 陶丽娟 林华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2006年第B09期82-84,共3页

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，... 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。 展开更多

关键词 铀水系统 核临界安全 蒙特卡罗模拟计算

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基于中子探测的核临界报警技术和应急准备

12

作者 踪训成 代启东 +2 位作者 吴明昌 牛江 王璨辉 《核安全》 2024年第5期90-95,共6页

核临界安全是整个核燃料循环工艺阶段关注的特种安全问题。为限制核临界事故的发生,涉核营运单位在加强核安全培训、行政管理、临界受控参数约束的同时,还需要在可能发生核临界事故的工艺场所加装核临界监测报警设备,借助监测报警技术... 核临界安全是整个核燃料循环工艺阶段关注的特种安全问题。为限制核临界事故的发生,涉核营运单位在加强核安全培训、行政管理、临界受控参数约束的同时,还需要在可能发生核临界事故的工艺场所加装核临界监测报警设备,借助监测报警技术探知临界事故的发生,提醒工作人员应急响应或应急撤离,满足核安全监管的强制要求。本文探索了核临界事故前的预报警(警告性报警)技术和事故后的报警技术,以某核材料存储临界监测为例,经计算的最小临界事故报警阈值为3.95×10^(-6)Gy/min,在实际应用中,使临界报警仪设定阈值低于3.95×10^(-6)Gy/min,在临界事故发生前及时感知临界发展趋势,并及时采取应急措施,尽可能避免核临界事故的发生。而一旦发生核临界事故,就应该立即触发、执行有效的应急响应,其中应急准备是应急响应有效执行的重要组成部分和基础条件,因此存在核事故风险的涉核营运单位都应该重视应急准备这一重要环节,未雨绸缪,积极准备,不断完善,才能保障公众和环境的辐射安全。 展开更多

关键词 核临界安全 预报警 应急响应 应急准备 辐射安全

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运输容器临界安全评价要点剖析 被引量：9

13

作者 易璇 霍小东 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B06期309-311,共3页

易裂变物质的运输是堆外操作易裂变物质的主要活动之一,特别是随着越来越多核电厂、研究堆的投建或退役,新、乏燃料的运输临界安全问题备受关注。在对易裂变物质的运输进行临界安全评价时应遵循相关的法规要求,如GB 11806—2004《放射... 易裂变物质的运输是堆外操作易裂变物质的主要活动之一,特别是随着越来越多核电厂、研究堆的投建或退役,新、乏燃料的运输临界安全问题备受关注。在对易裂变物质的运输进行临界安全评价时应遵循相关的法规要求,如GB 11806—2004《放射性物质安全运输规程》,这是我国易裂变材料运输要满足的强制性要求和准则。针对该标准制定的各项规定和要求,结合设计和评审中的工程实际经验,以1个新燃料运输容器的设计分析为例,探讨了易裂变物质运输时核临界安全评价的技术要求,为易裂变材料货包的设计、安全评审提供参考和建议。 展开更多

关键词 易裂变物质运输 运输容器 核临界安全评价

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基于溶液实验的堆芯物理多群常数库临界基准检验方法

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作者 陈莹 吴海成 +3 位作者 温丽丽 吴小飞 肖越 唐辉 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第5期1069-1075,共7页

堆芯物理多群常数库为反应堆计算程序的中子学计算提供多群截面数据以及燃耗数据,是反应堆物理计算的重要前提。目前国际上对多群数据库的验证通常将待验证的多群数据库耦合组件计算程序通过对临界基准实验进行模拟计算的方式来进行,各... 堆芯物理多群常数库为反应堆计算程序的中子学计算提供多群截面数据以及燃耗数据,是反应堆物理计算的重要前提。目前国际上对多群数据库的验证通常将待验证的多群数据库耦合组件计算程序通过对临界基准实验进行模拟计算的方式来进行,各组件计算程序由于几何处理方法的局限无法对球形装置进行建模,因此尚未有基于球形临界基准实验对多群常数库进行基准检验的方法。本文提出了一种裸球形实验装置的模型建立方法,大幅增加临界基准检验使用的基准实验选择范围,同时基于国际核临界安全手册(ICSBEP2006)挑选了不同能谱指标下的49个铀、钚溶液实验对中国核数据中心研制的堆芯物理多群常数库进行临界基准检验,并给出了不同能谱指标下基准实验的参考结果范围。本文结果可扩大堆芯物理多群常数库基准检验规模和覆盖范围,有助于高保真堆芯物理计算程序准确性的进一步提升。 展开更多

关键词 多群常数库 国际核临界安全手册 溶液实验 临界基准检验

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反应堆物理实验中的源倍增法研究 被引量：11

15

作者 史永谦 朱庆福 +1 位作者 夏普 李义国 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2005年第1期14-19,13,共7页

给出了反应堆物理实验中临界测量和次临界度测量通常所采用的源倍增方法研究。首先从有源的扩散理论出发,导出了与以前不同的源倍增方法的公式。源倍增方法测量的参数实际是次临界系统在外源作用下的有源次临界中子倍增因子ks,而不是在... 给出了反应堆物理实验中临界测量和次临界度测量通常所采用的源倍增方法研究。首先从有源的扩散理论出发,导出了与以前不同的源倍增方法的公式。源倍增方法测量的参数实际是次临界系统在外源作用下的有源次临界中子倍增因子ks,而不是在这之前的中子有效倍增因子keff,然后研究了实验装置的临界质量,研究了ks与外源位置和能谱的关系,证明了导出的源倍增方法的理论是正确的。该方法可像过去那样用于反应堆物理实验中的临界外推测量,但不能用于次临界度测量。解决了长期困扰人们有关源倍增方法测量的参数问题。最后讨论了ks和keff的差别和关系以及对临界外推测量和核临界安全的影响。 展开更多

关键词 物理实验 反应堆 倍增法 次临界度 KEFF 次临界系统 核临界安全 扩散理论 中子倍增 临界质量 实验装置 测量 有源 因子 外源 外推

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钚的溶剂萃取三循环3A槽的工艺过程实验研究

16

作者 焦荣洲 王建晨 +1 位作者 刘秉仁 王素兰 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1995年第4期359-366,共8页

利用核临界安全的混合澄清槽以铀代钚对钚的溶剂萃取三循环的３Ａ槽的工艺过程进行了实验研究。实验过程中，两相总液面高度小于临界安全高度极限值。经９级萃取和８级洗涤使铀（钚）与裂变产物进一步分离，得到了钠、酸的各级分布，铀... 利用核临界安全的混合澄清槽以铀代钚对钚的溶剂萃取三循环的３Ａ槽的工艺过程进行了实验研究。实验过程中，两相总液面高度小于临界安全高度极限值。经９级萃取和８级洗涤使铀（钚）与裂变产物进一步分离，得到了钠、酸的各级分布，铀（钚）收率可达９９．９％。萃取段槽的级效率为９５％。 展开更多

关键词 钚 核临界安全 溶剂萃取 第三循环槽

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ISO/TC85/SC5 2017年年会

17

作者 郭喜良 张建岗 《辐射防护通讯》 2017年第4期47-48,共2页

＂国际标准化组织核能、核技术和辐射防护标准化技术委员会的核装置、工艺和技术分委会（ISO/TC85/SC5）2017年年会——ISO Nuclear installations,processes and technologies（ISO/TC85/SC5）Annual meeting＂于2017年5月15—18日在... ＂国际标准化组织核能、核技术和辐射防护标准化技术委员会的核装置、工艺和技术分委会（ISO/TC85/SC5）2017年年会——ISO Nuclear installations,processes and technologies（ISO/TC85/SC5）Annual meeting＂于2017年5月15—18日在美国国家标准学会（ANSI）举行。 展开更多

关键词 工作组 TC ISO/TC85/SC5 2017 SC WG 核临界安全 放射性废物

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辐射设施(radiation facilities)

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《辐射防护通讯》 2022年第2期45-47,共3页

辐射设施(radiation facilities):不需要考虑核临界安全问题而凡需要考虑辐射防护和安全问题的,具有一定规模生产、加工、利用、处理放射性物质,或安装有较大辐射装置的场所。辐射设施包括铀矿冶设施、铀纯化与转化设施;放射性废物管理... 辐射设施(radiation facilities):不需要考虑核临界安全问题而凡需要考虑辐射防护和安全问题的,具有一定规模生产、加工、利用、处理放射性物质,或安装有较大辐射装置的场所。辐射设施包括铀矿冶设施、铀纯化与转化设施;放射性废物管理设施(对放射性废物进行处理、整备、贮存或处置);生产、加工、使用、操作或贮存放射性物质的任何其他场所;用于医学、工业、研究和其他用途的辐照装置,以及安装有辐射产生器的任何场所。 展开更多

关键词 放射性物质 辐射装置 辐照装置 产生器 放射性废物管理 核临界安全 辐射防护

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