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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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作者 陈添 张毅诚 +4 位作者 胡小利 费钧天 邵增 易璇 杨海峰 《现代应用物理》 2024年第1期82-87,共6页
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... 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。 展开更多
关键词 简化管束 临界安全分析 设备室 管道
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UX-30型UF_6运输货包核临界安全分析 被引量:4
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作者 权艳慧 周琦 尹生贵 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期394-398,共5页
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... 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。 展开更多
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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热室乏燃料贮存临界安全分析
3
作者 邵静 《科技创新导报》 2015年第36期143-144,146,共3页
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... 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。 展开更多
关键词 MCNP 热室 临界安全分析 乏燃料
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最佳估算方法在核临界安全分析的应用研究 被引量:2
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作者 陈添 霍小东 +1 位作者 杨海峰 易璇 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2017年第4期619-627,共9页
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... 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。 展开更多
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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AP1000乏燃料贮存格架临界安全分析 被引量:1
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作者 陈志宏 沈季 李亢 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第S1期433-436,共4页
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... 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。 展开更多
关键词 SCALE6 燃耗信任制 临界安全分析
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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 被引量:1
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作者 邵增 易璇 霍小东 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2016年第6期874-880,共7页
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... 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。 展开更多
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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核燃料组件运输容器的临界安全分析 被引量:2
7
作者 张敏 曹芳芳 +2 位作者 张亮 潘玉婷 洪哲 《核安全》 2019年第3期89-94,共6页
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... 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%。 展开更多
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
8
作者 贾晓淳 《同位素》 CAS 2022年第6期513-518,I0004,共7页
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... 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。 展开更多
关键词 中国先进研究堆 MCNP程序 临界限值 临界安全分析 临界安全指数
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RMC程序临界安全基准校验分析
9
作者 周梦飞 吴晋营 +2 位作者 邵增 申鹏飞 杨海峰 《现代应用物理》 2023年第4期108-113,共6页
本文从临界安全基准实验国际评价数据库中,选取包含高富集度铀、低富集度铀、铀钚、钚和233U共5类易裂变材料的临界基准实验系统,对RMC程序进行临界安全基准校验分析。计算结果表明,RMC程序计算值与实验值吻合良好,在所选实验方案中95.8... 本文从临界安全基准实验国际评价数据库中,选取包含高富集度铀、低富集度铀、铀钚、钚和233U共5类易裂变材料的临界基准实验系统,对RMC程序进行临界安全基准校验分析。计算结果表明,RMC程序计算值与实验值吻合良好,在所选实验方案中95.8%的基准实验方案计算偏差在3倍不确定度以内,对剩余4.2%的实验方案,RMC的计算结果也与国际通用蒙特卡罗计算程序具有很好的一致性。本文研究验证了RMC程序对于各类核临界系统的临界计算均具有很好的计算精度,为RMC用于工程的临界安全分析计算提供了可靠的实验验证。 展开更多
关键词 临界安全分析 RMC程序 基准实验验证
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CNSC乏燃料组件运输容器临界安全分析 被引量:2
10
作者 张敏 王婧 +3 位作者 洪哲 李小龙 张亮 潘玉婷 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2020年第3期39-44,共6页
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... 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。 展开更多
关键词 CNSC运输容器 临界安全分析 临界安全指数
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UF_6转化金属铀核临界安全分析 被引量:1
11
作者 张强 王林博 +1 位作者 丁铜伟 黄婧 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第S1期122-126,共5页
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... 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。 展开更多
关键词 MCNP4C 临界安全分析 正常工况 事故工况
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PWR核电厂乏燃料贮存临界计算重要核素的选取
12
作者 陈志宏 沈季 +1 位作者 李亢 黄才龙 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第7期1254-1259,共6页
信用核素选取是基于燃耗信用制乏燃料贮存临界安全分析的关键一步。通过对不同富集度、燃耗深度及停堆冷却时间下典型PWR燃料组件分析,以核素中子吸收份额大小排序为依据,筛选出对总的中子吸收起主要贡献的核素。结果显示,47个核素即可... 信用核素选取是基于燃耗信用制乏燃料贮存临界安全分析的关键一步。通过对不同富集度、燃耗深度及停堆冷却时间下典型PWR燃料组件分析,以核素中子吸收份额大小排序为依据,筛选出对总的中子吸收起主要贡献的核素。结果显示,47个核素即可包络停堆后0~20a内影响乏燃料贮存系统反应性的所有核素中的99%。通过核素敏感性因子分析证明依据中子吸收份额排序选取重要核素的方法是合理的,与基准算例的结果对比证明所筛选出的核素能足够代表影响系统反应性的所有重要核素。 展开更多
关键词 临界安全分析 燃耗信用制 乏燃料贮存 信用核素
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燃耗信任制中可燃毒物对乏燃料反应性的影响分析
13
作者 朱文辉 张骞 陈志宏 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2019年第2期205-209,共5页
以压水堆(PWR)常用的可燃毒物棒(BPRs)为研究对象,定性分析了组件燃耗过程中不同类型的BPRs对燃料组件反应性的影响,为基于燃耗信任制的乏燃料贮存系统临界安全分析保守参数的选取提供参考。分析表明,在组件燃耗过程中含有BPRs时,忽略... 以压水堆(PWR)常用的可燃毒物棒(BPRs)为研究对象,定性分析了组件燃耗过程中不同类型的BPRs对燃料组件反应性的影响,为基于燃耗信任制的乏燃料贮存系统临界安全分析保守参数的选取提供参考。分析表明,在组件燃耗过程中含有BPRs时,忽略含钆毒物可使临界分析结果保守,而必须考虑涂硼燃料元件(IFBA)、湿式环状可燃毒物棒(WABA)、硼玻璃可燃毒物棒(PYREX)等对乏燃料反应性的影响。 展开更多
关键词 燃耗信任制 临界安全分析 可燃毒物 乏燃料反应性
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10-MWt固态钍基熔盐堆乏燃料贮存系统临界安全影响分析 被引量:3
14
作者 田金 夏晓彬 +1 位作者 彭超 张志宏 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2015年第5期86-91,共6页
10-MWt固态钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)使用TRISO(Tri-structural isotropic)颗粒燃料元件,并采用熔融氟盐作为一回路冷却剂,附着在燃料元件上的熔盐有可能影响系统反应性。因此,需要分析在燃料... 10-MWt固态钍基熔盐堆(Thorium-based Molten Salt Reactor-Solid Fuel,TMSR-SF)使用TRISO(Tri-structural isotropic)颗粒燃料元件,并采用熔融氟盐作为一回路冷却剂,附着在燃料元件上的熔盐有可能影响系统反应性。因此,需要分析在燃料元件的贮存过程中熔盐附着燃料元件对贮存临界安全的影响。使用SCALE6.1的TRITON(Transport Rigor Implemented with Time-dependent Operation for Neutronic depletion)模块对TMSR-SF堆芯建模并进行燃耗计算,使用MCNP对乏燃料贮存系统进行临界计算。分别考虑熔盐浸渗球形燃料元件和熔盐包覆在球形燃料元件表面两种典型情况下,熔盐附着对贮存系统反应性的影响。针对乏燃料贮存系统,以浸渗最大量,即熔盐体积是石墨体积的13.9%为前提,临界计算结果表明,熔盐浸渗入石墨基体贮存系统的反应性比熔盐包覆在球形燃料元件表面的贮存系统的反应性要大5%;与没有熔盐附着的情况相比,有熔盐附着的情况下贮存系统反应性要大15%。对乏燃料贮存系统的临界安全分析可知,两种典型的熔盐附着模型对贮存系统的反应性存在一定的影响,但无论是熔盐浸渗还是包覆,贮存系统仍处于次临界,意味着贮存系统在正常工况下是安全的。 展开更多
关键词 钍基熔盐堆 乏燃料元件 熔盐浸渗 临界计算 临界安全分析
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非能动核电厂燃耗信任制方法研究及其应用
15
作者 洪谦 杨庆湘 杨波 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2013年第4期354-361,共8页
在临界安全分析中采用燃耗信任制是实现核电厂乏燃料组件密集化贮存的基础之一。本文针对非能动先进压水堆核电厂研究了燃耗信任制的分析方法,建立了完整的计算体系,并在此基础上针对先进压水堆核电厂燃料组件的设计特征以及机械补偿(MS... 在临界安全分析中采用燃耗信任制是实现核电厂乏燃料组件密集化贮存的基础之一。本文针对非能动先进压水堆核电厂研究了燃耗信任制的分析方法,建立了完整的计算体系,并在此基础上针对先进压水堆核电厂燃料组件的设计特征以及机械补偿(MSHIM)运行策略等特点,分析其轴向燃耗和温度分布以及组件径向富集度分布等关键参数对临界安全分析的影响,相关研究结果对乏燃料密集化贮存设计的工程应用具有实际的借鉴意义。 展开更多
关键词 燃耗信任制 临界安全分析 密集化贮存
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基于Kmeans改进FP算法稻米溯源体系优化设计 被引量:2
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作者 陶佰睿 赵金利 +3 位作者 李雪 余艳 苗瑞 苗凤娟 《安徽农业大学学报》 CAS CSCD 2019年第1期198-202,共5页
针对当前稻米溯源体系缺乏统一规范和溯源信息表达不够精准等问题,首先参考HACCP(hazard analysis critical control point,危害分析临界控制点)食品安全保障体系,设计稻米生长环境溯源指标体系表来实现稻米生长溯源指标标准化。然后运... 针对当前稻米溯源体系缺乏统一规范和溯源信息表达不够精准等问题,首先参考HACCP(hazard analysis critical control point,危害分析临界控制点)食品安全保障体系,设计稻米生长环境溯源指标体系表来实现稻米生长溯源指标标准化。然后运用Kmeans(k均值聚类)改进FP-Growth(frequent pattern-growth,频繁模式增长算法)挖掘稻米溯源参数与稻米口感评价之间潜在的关系,进而提高稻米溯源信息的精准表达。稻米溯源指标体系的优化为稻米溯源的标准化制定和溯源信息的精准表达奠定了研究基础。 展开更多
关键词 危害分析临界控制点安全体系 稻米溯源 K均值聚类 频繁模式增长
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