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申请/专利权人：中国核电工程有限公司

摘要：本发明涉及一种圆柱体铀溶液贮槽内核临界事故裂变次数估算的方法。采用本发明所提供的圆柱体铀溶液贮槽内核临界事故裂变次数估算的方法，可以根据铀溶液贮槽几何结构参数、铀溶液贮槽内容物的材料成分参数、以及工艺流程参数，利用三维蒙卡中子输运程序建模并计算得到发生临界事故时加入系统的反应性速率ρt，再结合前期实验数据拟合得到的参数变化趋势来估算核临界事故时的裂变次数。相比于简单的经验公式，采用本发明提供的方法得到的估算值更为合理。同时，本发明仅需利用常用的三维蒙卡中子输运程序，无需开发和使用专用于核临界事故模拟的中子动力学计算程序，对核临界事故的估算更为便捷。

主权项：1.一种圆柱体铀溶液贮槽内核临界事故裂变次数估算的方法，其特征在于，所述方法包括如下步骤：1确定所述圆柱体铀溶液贮槽的几何结构参数、所述圆柱体铀溶液贮槽内容物的材料成分参数、以及工艺流程参数；2根据步骤1中所确定的参数建模，计算搜索贮槽内料液系统的临界液位高度，并计算贮槽内料液系统的中子动力学参数、贮槽内料液不同高度时的系统有效中子增殖因子keff和对应的系统反应性ρ；然后通过计算确定所述圆柱体铀溶液贮槽内发生临界事故时加入系统的反应性速率ρt；3根据所述加入系统的反应性速率ρt与裂变次数体密度NV的对应关系，计算得到所述圆柱体铀溶液贮槽内发生临界事故时单位体积内的裂变次数；再结合发生临界事故时所述圆柱体铀溶液的总体积V，计算得到所述圆柱体铀溶液贮槽内发生临界事故时的总裂变次数N；所述步骤1中，所述圆柱体铀溶液贮槽的几何结构参数为圆柱体铀溶液贮槽的直径D；所述圆柱体铀溶液贮槽内容物的材料成分参数为铀溶液中铀的浓度C、U-235的富集度E；所述工艺流程参数为料液添加速度上限l；所述步骤2中，所述建模是采用三维蒙卡中子输运程序建立计算模型；所述贮槽内料液系统的中子动力学参数为系统的有效缓发中子份额βeff、衰变常数λi；根据贮槽内料液不同高度时的系统有效中子增殖因子keff和对应的系统反应性ρ＝1-1keff，得到到达临界附近处时，所述系统反应性ρ随高度H的变化率dρ；根据所述圆柱体铀溶液贮槽的直径D、料液添加速度上限l，计算得到贮槽内料液高度H变化的最大速率s；然后根据下列关系式： 计算系统临界时加入系统的反应性速率ρt；所述步骤3中，所述加入系统的反应性速率ρt与裂变次数体密度NV的对应关系是由前期实验数据拟合得到的关于所述裂变次数体密度NV与加入系统的反应性速率ρt的经验公式：NV＝1.81ρt-0.645×1015将步骤2中得到的所述加入系统的反应性速率ρt代入计算，得到裂变次数体密度NV。

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