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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

MOC三维全堆芯中子输运方法在临界实验装置中的应用

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MOC三维全堆芯中子输运方法在临界实验装置中的应用

作者：张春景哈尔滨工程大学

学位级别：硕士

反应堆堆芯中子输运计算为共振计算、燃耗计算和瞬态计算提供了有效增殖因子和通量分布,是反应堆堆芯物理计算的核心,而反应堆堆芯物理计算对于反应堆的安全运行、反应堆的技术性能指标的完善与改进以及反应堆内核燃料的高效经济利用方... 详细信息

反应堆堆芯中子输运计算为共振计算、燃耗计算和瞬态计算提供了有效增殖因子和通量分布,是反应堆堆芯物理计算的核心,而反应堆堆芯物理计算对于反应堆的安全运行、反应堆的技术性能指标的完善与改进以及反应堆内核燃料的高效经济利用方面具有重要意义。在反应堆物理计算中的关键是求解玻尔兹曼中子输运方程,从而得到特定状态下反应堆的各项物理参数。求解该方程有两种方法分别是确定论方法和非确定论方法(又称蒙特卡罗方法)。在使用确定论方法进行堆芯物理计算的程序中,特征线方法(又称MOC方法)由于自身的特点可以处理任意几何问题而被广泛应用。临界实验装置具有结构复杂、非均匀性强、各向异性强的等特点,成为国际上各大组件计算程序验证中一种重要的基准题类型。本文研究了MOC三维全堆芯中子输运方法在临界实验装置中的应用,针对临界实验装置中包含多个燃料棒束且棒束间距不等的非常规矩形阵列临界实验算例,提出了区域划分的建模方法,实现了该类问题的物理计算以及棒功率分布的统计,并以蒙特卡罗程序作为基准进行对比验证。为在保证精度的情况下有效提高计算效率,针对临界实验装置的二维问题进行MOC全堆芯计算的敏感性分析,得出合适的网格密度以及特征线参数。由于临界实验装置具有较厚的水反射,各向异性较强,传统的输运方法存在一定的问题,针对确定论程序输运计算中带来的偏差,采用P1阶散射的方法进行修正,经过验证计算可以相对有效地降低有效增殖因子和轴向积分棒功率误差。

关键词：中子输运特征线方法临界实验敏感性分析

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同方学位论文库

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DF-VI快中子临界装置2号堆芯临界实验

核动力工程 2007年第6期28卷 13-15页

作者：杨历军刘振华阎凤文骆志文初春梁淑红中国原子能科学研究院北京102413

DF-VI快中子临界装置在改造完成、堆芯发生了变化以后,进行了重新启动和一系列的实验测量。测量内容有:根据29次临界实验的数据对2号堆芯平均临界元件数和临界质量进行了计算;应用周期法和棒补偿法对控制棒价值进行了刻度;用逆动态反应... 详细信息

DF-VI快中子临界装置在改造完成、堆芯发生了变化以后,进行了重新启动和一系列的实验测量。测量内容有:根据29次临界实验的数据对2号堆芯平均临界元件数和临界质量进行了计算;应用周期法和棒补偿法对控制棒价值进行了刻度;用逆动态反应性计对安全棒和安全块的价值进行了测量;对单根边缘元件价值和径向元件价值分布进行了测量。通过以上实验测量,确定了DF-VI快中子临界装置2号堆芯的主要安全运行参数。

关键词：快中子临界装置临界实验安全运行参数临界质量控制棒价值元件价值安全块价值

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核临界安全中子吸收体干涉效应实验研究

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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在临界实验中墙壁对散射中子贡献的计算

四川大学学报（自然科学版） 2015年第3期52卷 580-584页

作者：李欢张翼范晓强谢奇林徐家云四川大学物理科学与技术学院绵阳620000 中国工程物理研究院核物理与化学研究所绵阳621900

为了得到临界实验中临界装置周围的散射中子强度分布特性,以便为减小散射中子对临界测量准确性的影响提供依据,本文采用蒙特卡罗方法,计算了实验大厅内不同位置处来源于墙壁的散射中子强度和份额.计算结果表明:对单一墙壁而言,墙壁对散... 详细信息

为了得到临界实验中临界装置周围的散射中子强度分布特性,以便为减小散射中子对临界测量准确性的影响提供依据,本文采用蒙特卡罗方法,计算了实验大厅内不同位置处来源于墙壁的散射中子强度和份额.计算结果表明:对单一墙壁而言,墙壁对散射中子的贡献随墙壁厚度的增加而增加,但是厚度达到60cm后散射贡献不再明显变化;在实验大厅内,散射中子强度随离开临界中子源距离先是减小然后增加,呈现明显的"W"形状;而散射中子数所占份额随离开源的距离增加变大;墙壁内表面添加一层含硼材料后散射中子强度明显减小.上述结果对于分析和减小临界实验测量中的散射中子影响具有明显的指导意义.

关键词：临界实验散射中子空间分布蒙特卡罗方法

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TPLIB－94库的临界实验检验

核动力工程 1995年第5期16卷 419-423页

作者：姚栋曾道桂刘静波王英明中国核动力研究设计院

介绍了群常数库ＴＰＬＩＢ－９４的临界实验分析．ＴＰＬＩＢ－９４库是为轻水堆燃料组件计算程序包ＴＰＦＡＰ制作的，它基于ＪＥＮＤＬ－３．１评价核数据库。本文给出了５个热堆基准问题和一批压水堆零功率临界实验的计算结果．同实... 详细信息

介绍了群常数库ＴＰＬＩＢ－９４的临界实验分析．ＴＰＬＩＢ－９４库是为轻水堆燃料组件计算程序包ＴＰＦＡＰ制作的，它基于ＪＥＮＤＬ－３．１评价核数据库。本文给出了５个热堆基准问题和一批压水堆零功率临界实验的计算结果．同实验结果的比较表明，利用该库，堆芯Ｋｅｆｆ的计算值与实验值的偏差小于０．４％，明显地小于利用旧库的相应偏差．

关键词：群常数临界实验轻水堆燃料元件

用HAMMER-JUR和EXT-2程序校核反应堆临界实验

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核动力工程 1993年第4期14卷 314-317页

作者：邬国伟楼运豪上海交通大学 200030

用HAMMER-JUR和EXT-2程序校核了几种反应堆堆芯的临界实验。结果表明,理论计算值与实验测量直符合良好,且计算费用也在可接受的范围内。证明该二配套程序可用于反应堆设计计算。

关键词：临界实验校核反应堆程序

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临界装置实验大厅散射中子分布研究

强激光与粒子束 2015年第5期27卷 285-289页

作者：李欢张翼徐家云杜金峰范晓强中国工程物理研究院核物理与化学研究所四川绵阳621900 四川大学物理科学与技术学院成都610065 中国工程物理研究院中子物理学重点实验室四川绵阳621900

采用蒙特卡罗方法,通过MCNP5程序对实验大厅内不同散射体产生的散射贡献及散射中子分布进行了计算。结果表明,散射中子强度随离开临界中子源距离先呈减小趋势,在接近大厅墙壁处则出现增加,呈现明显的"W"形状。同时设计并验证了模拟结果... 详细信息

采用蒙特卡罗方法,通过MCNP5程序对实验大厅内不同散射体产生的散射贡献及散射中子分布进行了计算。结果表明,散射中子强度随离开临界中子源距离先呈减小趋势,在接近大厅墙壁处则出现增加,呈现明显的"W"形状。同时设计并验证了模拟结果的正确性,结果表明模拟计算与实验测量结果的趋势相同,证明了计算结果的可靠性。

关键词：散射特性临界实验蒙特卡罗模拟验证实验

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高浓铀石墨慢化反应堆临界实验和理论分析

原子能科学技术 1981年第3期 289-297页

作者：田嘉夫顾国祥清华大学核能技术研究所

本文介绍了高浓铀(90%U)石墨慢化体系的临界性研究情况,包括核子比从2605至12734之间的一系列临界实验结果、误差分析,以及一维、二维的几种数值计算程序的计算结果。并且对理论模型和计算方法与实验值间的偏差进行了综合分析。结果表... 详细信息

本文介绍了高浓铀(90%U)石墨慢化体系的临界性研究情况,包括核子比从2605至12734之间的一系列临界实验结果、误差分析,以及一维、二维的几种数值计算程序的计算结果。并且对理论模型和计算方法与实验值间的偏差进行了综合分析。结果表明正确的运用这套计算方法可以满足这种类型反应堆的临界性设计要求。

关键词：临界实验控制棒安全棒堆芯反射层反应堆材料反应堆部件地层等效栅元临界(核) 反应堆临界黑色颜料石墨热能化慢化高浓铀