临界安全

摘要： 某燃料生产线生产过程中采用了UF_(6)原料,因而在UO_(2)的化工转化生产过程中,面临着较大的临界安全风险。文章通过对每批次物料在化工生产线中滞留量的分析,对比两种物料滞留计算方法,能够提供较为准确的系统物料滞留量,为系统临界安全分析与控制提供依据,是临界安全控制的有效手段。

摘要： 核设施(nuclear facility):需要考虑临界安全(核安全)问题的规模生产、加工、使用、操作或贮存易裂变材料的设施,包括相关的构筑物和设备。核设施包括铀浓缩厂、核燃料元件生产厂、研究堆(含次临界和临界装置)、核动力厂、乏燃料贮存设施和后处理厂。

摘要： 目的在开展二氧化铀(UO_(2))芯块运输容器设计时,应进行临界安全分析,优化容器设计,并通过得出的临界安全指数(CSI)限定可运输货包的数量,确保在任何可信的运输情景下的核临界安全。方法文中采用蒙特卡罗软件SuperMC对符合要求的国际临界安全手册中6类49个基准实验案例进行建模计算,获得本案例的次临界上限值,再基于运输容器经受正常运输条件与运输事故条件试验的结果,计算得出正常运输条件与运输事故条件下的单货包与货包阵列的最大中子增殖系数keff值。结果该案例的次临界限值(USL)为0.91974;UO_(2)芯块运输容器在正常运输条件与运输事故条件下单货包的最大keff值分别为0.28608,无限阵列货包的最大keff值为0.79834。结论UO_(2)芯块运输容器在正常运输条件与运输事故条件下的最大keff值均小于0.91974,临界安全指数为0,容器设计临界安全性能可确保可运输安全。

摘要： 作为近年来核能领域研究热点方向之一的小型移动式铅铋堆,为便于应用在偏远地区或海岛等条件恶劣的场景,可运输性成为其设计目标之一.由于使用将全部核燃料放置在堆本体内的整堆运输方式,因此,有必要进行整堆运输过程的临界安全问题研究,分别研究小型移动式铅铋堆运输过程中不同工况下的堆芯临界安全问题,并分析水密度变化和湿沙含水量变化的影响.经过计算得到最恶劣事故工况下的堆芯有效增殖因数大于次临界限值的结果,不满足临界安全要求,并且分析采用其他运输方式的可能性.

摘要： 美国Kilopower空间堆在掉落事故下的keff不满足我国现行空间堆掉落临界安全要求.该反应堆在掉落过程中,若反射层外围的B4C脱落,则存在瞬发超临界的严重安全隐患.针对此问题,本文对反应堆方案进行调整,提出3种解决方案,各方案均可满足掉落临界安全要求.此外,为研究各方案的优劣,从尺寸、质量、物理和热工运行特性等方面对各方案进行综合比较,提出了最优建议方案.

摘要： 乏燃料后处理Purex流程中,共去污分离和钚纯化循环都涉及具有核临界安全要求的溶剂萃取过程,泵轮式扁平混合澄清槽能满足此要求,在国外后处理厂已得到广泛应用.与国内传统的混合澄清槽相比,泵轮式扁平混合澄清槽传质效率高、推动力大,且具有结构简单、操作适应性强、设备放大简单等优点.针对临界安全的泵轮式扁平混合澄清槽,介绍了其槽体结构、泵轮结构、临界安全、吹气仪表等方面的设计及其在乏燃料后处理厂的应用.

摘要： 铀钚混合氧化物(MOX)燃料是一种新型的可再循环的核燃料,其燃料芯块一般通过粉末冶金工艺制造.MOX粉末是一种高放射性、高衰变热功率的可裂变核材料,其生产设备的系统安全设计是重要参数之一.本文以自动取样设备的临界、辐射防护、密封性、衰变热为研究对象,阐明核设备在设计期间需要开展的安全分析,并通过ANSY、MCNP等程序对设计方案进行校核,结果表明,取样设备结构设计合理,满足放射性粉末生产制备取样需求及辐射防护标准.

摘要： 为评价临界安全设计中硼铝复合材料所需的硼含量置信度,本文以某核电厂乏燃料贮存格架为例,通过详细模拟硼铝复合材料中B4C颗粒的弥散分布,分别分析其所采用的2.7 mm厚硼铝板和4.0 mm厚硼铝板在不同的硼含量下,不同粒径的B4C颗粒弥散分布对格架整体反应性的影响,并对比分析了湿法贮存与干法贮存的情形.分析结果表明,在使用20％以上B4C含量、B4C粒径100 μm以下的硼铝复合材料进行临界安全控制时,临界安全分析中可以根据对B4C含量采用高达95％的置信度;如若B4C粒径达到150 μm,则临界安全分析中宜采用90％的置信度;对相同的硼铝复合材料,干法贮存条件下可以对B4C含量采用更高的置信度.此外,还对不同贮存条件下中子隧道效应的不同规律进行了分析探讨.

摘要： 因核燃料中含铀235(U235)等易裂变核素,存在链式裂变反应,故在乏燃料管理系统如核电厂乏燃料贮存水池、乏燃料运输容器及后处理设施等的设计中,需要考虑临界安全.目前有两种临界分析方法,即燃耗信用分析技术和可溶硼信用分析技术.本文首先对燃耗信用和可溶硼信用的定义进行了介绍,并详细介绍了美国法规标准和国内法规标准对两种信用方法的使用要求及不同点,然后根据目前国内核电厂等在临界分析中未考虑可溶硼信用,多使用燃耗信用以提高燃料贮存管理系统的容量的情况,对燃耗信用的临界分析方法的计算原理及计算步骤进行了详细说明.

摘要： 核临界安全是乏燃料后处理工业中安全性的重要组成部分,历史上发生过譬如汉福特厂临界事故,乌拉尔马雅克厂临界事故,东海村临界事故等,临界事故在乏燃料后处理工业发展早期发生概率较高,后果较严重,影响较恶劣.在设计时,应进行充分的考虑分析,尽可能避免临界事故的发生.本文最终可以得到如下结论，铀纯化设备流化床在正常运行工况和停车工况下是临界安全的，但应避免譬如倾倒、变形等可能引发临界风险的事故，同时，通过对流化床的详细建模分析，表明针对有加热管、过滤管等结构的设备，裂变物质在管外的沉积会对系统产生较大的影响，在设计时，应对加热管、过滤管等管间距离进行分析研究，同时尽可能在设计上避免或减少裂变物质的沉积；在运行时也应对管外沉积层中裂变物质含量进行监测，以防止临界事故的发生。

摘要： JMCT程序是北京计算数学与应用物理研究所自主开发的蒙特卡罗方法粒子输运计算程序.本文依据从国际临界安全手册中选取的实验方案对JMCT程序进行验证,验证涵盖了常见裂变元素(如U、Pu等)从低富集度到高富集度的快、热能区,同时也包含了常见的中子毒物以及反射层材料.将JMCT程序的计算结果与基准实验值进行对比,并且与MCNP、MONK程序的计算结果进行了比较.结果表明,在检验的范围内,JMCT程序具有良好的计算精度.

摘要： 为完成徒手装配浓缩铀柱形临界装置临界安全检验实验,本文设计了基于薄膜装配的验证系统,以替代浓缩铀柱形临界装置上半部分结构，用MCNP程序计算了浓缩铀柱形临界装置上半部分及验证系统密合时的有效增殖因子keff。实验测得验证系统中心增殖不会超过12.50,满足徒手装配装置中心增殖限定值15的要求。实验结果表明,验证系统设计合理,徒手装配浓缩铀柱形临界装置是安全的。

摘要： 本文建立了一套分析溶解器临界安全的方法，针对溶解器中固液共存的复杂情况建立了燃料与溶液的最佳空间分布模型，找出溶解器的固液混合系统运行过程中可能达到的反应性最大的工况，并在此情况下研究了燃料初始富集度和反射层对溶解器的影响，得出了处理新燃料或将乏燃料假设为新燃料时，为保证临界安全允许的燃料最大初始富集度。研究了燃耗信任制在溶解器中的应用，最终给出了一条不同初始富集度燃料达到临界安全至少需要的燃耗曲线。

摘要： 核反应堆电源具有寿命长、可全天候工作等特点,可作为星球表面及其他深空探测任务的电源.根据星球表面用核反应堆电源的特点,设计了一个堆芯方案.该方案为Li热管冷却快堆,采用转动控制鼓进行反应性控制.采用MCNP程序对该堆芯方案的反应性、快中子注量、功率分布以及事故时的临界安全进行了计算分析.计算结果表明,该堆芯的反应性可以满足正常运行、停堆以及8年寿期的要求,堆芯内的中子注量率和功率分布合理.该堆芯具有结构紧凑、堆芯冷却无单点失效、安全和可靠性高等特点.

摘要： 在运用燃耗信任制技术进行乏燃料贮存的临界安全分析时,临界计算中采用的条件能否使计算结果具有足够的保守性非常重要.本文借助于OECD/NEA发布的燃耗信任制临界安全计算基准题中的Phase I A、PhaseⅡA,使用美国NRC开发的SCALE5.1软件中STARBUCS模块进行分析计算,对信任核素选取、乏燃料冷却时间、燃料芯块温度、冷却剂密度以及轴向燃耗分布等因素对乏燃料系统临界安全性的影响进行了研究,得出了不同参数对保守性影响的有关结论.

摘要： 选取合理的保守性假设,建立模块式小型堆乏燃料水池一区几何模型,分析事故工况下的乏燃料水池的临界安全.研究乏燃料水池水密度变化对临界安全的影响,水密度越大有效增值因子越大,出于保守性考虑,在模块式小型堆乏燃料水池的事故分析中水密度均取1.0g/cm3.分析地震导致贮存格架间距变化事故的临界安全分析,计算结果表明贮存格架间距改变,乏燃料水池的有效增值因子基本不变,均小于0.95.燃料组件跌落事故假设新燃料组件跌落在贮存格架上方或旁边,分别建立三种模型开展事故工况下乏燃料水池的临界计算,计算的有效增值因子均小于0.95,满足核安全法规的要求.

摘要： 核燃料循环包括铀矿的开采与冶炼、铀化工转换、铀同位素浓缩、核燃料元件制造和乏燃料的后处理。本文试图通过对核燃料循环中核安全事故历史的简要回顾和当前现状介绍,重点阐述核燃料循环中的临界安全、红油爆炸和UF6泄漏等三个方面的内容,并结合对设施的安全审评工作对一些具体问题进行探讨。

摘要： 临界安全是反应堆物理中一个十分重要的课题，而溶液系统的临界安全问题是其中一个很重要的方面。rn 本文对国内唯一的铀溶液临界实验装置的温度效应进行理论方面的研究，为下一步该装置的改造提供一定的理论支持。

摘要： 采用MCNP分析了一种锂冷空间堆的堆芯物理概念设计方案。反应堆燃料采用氮化铀，冷却剂采用7Li液态金属、主要结构材料采用W－25%Re。反应堆的控制靠反射层内的控制鼓来实现。建立了基于MCNP程序的计算模型，通过计算和分析，给出了堆芯的主要尺寸和物理参数，计算了堆芯的控制鼓价值、燃耗和功率分布。验证了堆芯中Re的谱移吸收特性和满功率运行7年不需换料的性能，谱移吸收特性能确保反应堆在发射失败浸在水或湿沙中时处于次临界状态。

摘要： 本发明涉及一种安全控制器(10)以及一种用于将新操作程序(34)装载到这种安全控制器(10)上的方法。安全控制器(10)具有：输入模块(18)，用于自动读取过程信号；故障保险信号处理模块(20)，其用于自动处理该过程信号；以及故障保险输出模块(22)，其通过信号处理模块(20)产生控制信号。该信号处理模块(20)包括至少一个可编程处理器(24)和至少一个只读存储器(26)。在该只读存储器(26)中以非易失形式存储该处理器(24)的当前操作程序(30)。在安全控制器(10)中提供用于传送新操作程序(34)的下载装置(32)，该下载装置(32)利用起动信息(40、42)，以故障保险方式起动或者禁止新操作程序(34)的传送。

摘要： 本发明公开了超临界机组一种零污染超临界水气化安全发电技改方法，通过搅拌器、多组外循环浆态床反应器，水与煤粉搅拌成水煤浆混合，与超临界水在外循环浆态床反应器中进行超临界反应。各换热器出来的热水，与反应器出来的热水，加热加压分配给蒸气发生器产生的纯净蒸气通过给泵，供给煤电厂超临界煤电机组的汽轮机，推动汽轮机进而带动发电机发电。本发明由搅拌器、外循环浆床反应器、清洁电炉、热交换器、加热加压器、高压分离器、低压分离器、蒸汽发生器、给泵等组成，完全改变了明火烧煤、通过锅炉获得蒸气的传统工艺，使煤电厂无烟尘排放。煤电厂无向空中排放的大烟囱，无对锅炉给水进行水处理的设施，实现了煤电厂无烟无碳环保安全发电。

摘要： 本发明公开了超超临界煤电机组一个超临界水气化零排安全发电系统，通过搅拌器、多组外循环浆态床反应器，水与煤粉搅拌成水煤浆混合，与超临界水在外循环浆态床反应器中进行超临界反应。各换热器出来的热水，与反应器出来的热水，加热加压分配给蒸气发生器产生的纯净蒸气通过给泵，供给予汽轮机推动汽轮机进而带动发电机进行发电。本发明系统由搅拌器、外循环浆床反应器、清洁电炉、热交换器、加热加压器、高压分离器、低压分离器、蒸汽发生器、给泵等组成，完全改变了明火烧煤、通过锅炉获得蒸气的传统工艺，使煤电厂发电无烟尘排放。煤电厂没有了向空中排放的大烟囱，没有了对锅炉给水进行水处理的设施，实现了煤电厂无烟无碳环保安全发电。

摘要： 本发明涉及一种安全控制器(10)以及一种用于将新操作程序(34)装载到这种安全控制器(10)上的方法。安全控制器(10)具有：输入模块(18)，用于自动读取过程信号；故障保险信号处理模块(20)，其用于自动处理该过程信号；以及故障保险输出模块(22)，其通过信号处理模块(20)产生控制信号。该信号处理模块(20)包括至少一个可编程处理器(24)和至少一个只读存储器(26)。在该只读存储器(26)中以非易失形式存储该处理器(24)的当前操作程序(30)。在安全控制器(10)中提供用于传送新操作程序(34)的下载装置(32)，该下载装置(32)利用起动信息(40、42)，以故障保险方式起动或者禁止新操作程序(34)的传送。

摘要： 本发明涉及超临界二氧化碳萃取技术领域，具体涉及了一种超临界二氧化碳安全联锁系统。包括参数监控模块、运行报警模块以及报警处理模块；参数监控模块，用于检测设备工作时的工艺参数；运行报警模块，用于在设备工作时，根据萃取物质需求的工艺参数设定保护数据，当检测到的工艺参数超过保护数据时，进行报警并记录；报警处理模块，用于在报警后对工艺参数进行调节，使工艺参数恢复至保护数据的范围内。能够对超临界二氧化碳萃取的工艺参数进行监控和调节。

摘要： 本发明公开了一种失电事故下超(超)临界锅炉受热面安全性计算方法，S1，获取数据：所述数据包括锅炉各受热面稳态运行时的工质参数和失电后的瞬态运行参数；S2，建立质量守恒、能量守恒和动量守恒方程，将S1中获取的数据代入所述三个守恒方程计算得到锅炉各节点当前的质量、焓值、压力、温度和密度；S3，根据S2计算得到的锅炉各节点当前的质量、焓值、压力、温度和密度，判断锅炉受热面的安全性，为锅炉是否需要配备紧急补水泵、紧急补水泵的选型、输水量及压头提供依据。能对锅炉受热面不同布置方式和不同结构进行计算，可得到失电后受热面内热力参数变化，为紧急补水泵的选型提供了依据。

摘要： 本发明公开了一种保障超临界机组安全运行的监测方法，包括步骤一、在受热面易腐蚀泄露钢管处布置无接触探测装置；二、探测信号发射器安装在受热面易腐蚀泄露钢管的一侧，探测信号接收器安装在受热面易腐蚀泄露钢管的另一侧；三、探测信号接收器接收穿透过受热面易腐蚀泄露钢管的信号，并将信号无线传输至终端处理器；四、终端处理器采用数据处理方法计算获得受热面易腐蚀泄露钢管的厚度；五、当计算结果小于等于所设阈值时，发出警报。本发明方法步骤简单，维护经济性好，对管路腐蚀程度判断准确，且能够随时随地监测管路运行状态，确保机组安全运行，效果显著，便于推广。

摘要： 本发明提供一种次临界度关键安全功能的诊断方法、恢复方法、诊断装置及恢复装置。方法包括：步骤一：判断功率量程功率是否小于第一设定值，若否，确定高风险，并转步骤一，若是，转步骤二；步骤二：判断中间量程倍增时间是否小于第二设定值，若否，确定高风险，并转步骤一，若是，转步骤三；步骤三：判断源量程仪表是否已通电，若否，转步骤四，若是，转步骤五；步骤四：判断中间量程倍增时间是否小于第三设定值，若否，确定中风险，并转步骤一，若是，转步骤一；步骤五：判断源量程倍增时间是否小于第四设定值，若否，确定中风险，并转步骤一，若是，转步骤一。本发明能够在核电厂事故运行工况下快速有效地诊断并恢复次临界度功能。

摘要： 本发明涉及一种简化管道设备室整体临界安全分析方法，属于核临界安全分析技术领域，包括以下步骤：根据管道内介质对待分析设备室的所有管道进行筛选，筛选出含易裂变材料溶液的管道作为有效管道，并计算有效管道料液总体积；建立简化管束模型，所有的管道按照最小布置间距紧密排列；保持管束模型料液总体积不变，改变管束模型的数目和高度，得到简化管束模型反应性最大的管束尺寸；将具有最大反应性的简化管束模型紧贴设备室内反应性最大的设备旁，以相互作用最大的方式紧贴布置。本发明提供的方法比精细化逐一建立管道的过程简便很多，提高了计算分析效率，又避免了将管道料液简单聚拢过度保守导致的计算结果超过临界安全接收准则的问题。

摘要： 本发明公开一种中子毒物材料，其化学组成以重量份计包括：水10～27份，水泥20～25份，硼添加剂8～15份，砂子45～50份。本发明还公开一种中子毒物材料的制备方法、以及包含该中子毒物材料的核临界安全贮槽，该中子毒物材料以及核临界安全贮槽的。本发明中子吸收效果好，结构稳定，强度和耐久性高，该制备方法工艺简单，原料易得，成本低。