导读:本文包含了临界安全分析论文开题报告文献综述、选题提纲参考文献及外文文献翻译，主要关键词:临界,燃料,水池,控制棒,吸收体,煤耗,孔道。
临界安全分析论文文献综述
张敏,曹芳芳,张亮,潘玉婷,洪哲[1]（2019）在《核燃料组件运输容器的临界安全分析》一文中研究指出为验证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K_(eff)值变化趋势与原设计基本吻合,最大K_(eff)值与原设计K_(eff)值相对偏差不超过1%。(本文来源于《核安全》期刊2019年03期）
贾文宇[2]（2019）在《基于燃耗信任制的乏燃料贮存格架吸收体布置及其临界安全分析》一文中研究指出将煤耗信任制作为基础,使用MCNP5和APOLLO的程序实现乏燃料储存格架中的可溶硼浓度研究种子有效增值因子(Keff)影响,并且分析中子毒物类型与布置方式对于中子有效增值因子。通过本文的研究结果表示,格架中的可溶硼浓度变化改变Keff变化速度在富集度不断升高过程中不断的缓慢,具备近似线性的改变。格架中的中子毒物之间相互干扰效应能够对毒物就爱只造成影响,中子毒物价值和硼不锈钢(BSS)板间距具备线性关系。以乏燃料组件之外的中子能谱分子,对中子毒物布置方案进行改进,以此使乏燃料储存系统中的临界经济性和安全性得到提高。(本文来源于《科技视界》期刊2019年14期）
杨建国[3]（2018）在《某铀浓缩厂废水处理系统核临界安全分析与计算》一文中研究指出在我国商用铀浓缩离心工程建设过程中,设计院在设计阶段安全分析评价过程中对工艺系统关键环节产和设备进行了核临界安全分析及计算。但是对产品容器清洗和含铀废液处理系统的临界安全仅仅进行简单的分析,没有进行系统分析和计算。某铀浓缩厂近年来对废水处理工艺系统也进行了多次改造,废水处理工艺和原设计相比改变较大,有必要对其核临界安全再次系统分析和计算。本文根据某铀浓缩厂含铀废水处理系统2010年至2012年期间运行数据,对关键工序容器清洗、废水贮存、离子交换吸附、浓缩及钠盐沉淀系统进行了临界安全分析。通过蒙特卡罗(MCNP)临界安全计算软件对废水贮存关键设备的Keff(有效增殖因素)进行了计算,废水贮存关键设备K-2贮槽、G-9MA扬液器和F6/1扬液器在油浓度为10g/L满容积条件下临界计算结果(Keff)分别为0.07467、0.07233和0.07054,验证了废水处理系统在现有的浓度控制限值(铀浓度小于10g/L)条件下,处于可靠的次临界状态。通过分析和计算,得出如下结论和建议:(1)在正常生产情况下,某铀浓缩厂含铀废水处理系统铀浓度低于10g/L的安全运行限值,远低于261g/L的次临界安全限值,容器清洗、废水处理系统处于次临界安全状态,并且有较大的安全裕量。(2)在极端条件下,容器清洗、离子交换吸附淋洗过程中可能出现铀浓度超过安全运行限值的情况,但也远低于次临界安全限值,可以通过减少产品容器残存量、加强对含铀设备中铀浓度的监测和铀总量衡算,确保设备中铀浓度和总量均小于安全运行限值,提高临界安全可靠性。(3)要确保核临界安全,除通过安全分析以外,必须使用可靠的理论计算。建议在以后的工作中,通过引进相应的临界安全计算软件和模型,对某铀浓缩厂废水处理系统和设备运行和改造过程进行全面的临界安全计算,以确保核设施的绝对安全。(4)建议在1A工程十年运行评价中对废水处理系统运行限值(临界安全部分)进行修改,使得运行限值和四期引进离心工程统一,以应用于同类铀浓缩厂日常安全规范管理。(本文来源于《南华大学》期刊2018-12-01）
姚成志,赵守智,胡古,解家春[4]（2018）在《星球表面用核反应堆临界安全分析》一文中研究指出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。针对星球表面用核反应堆电源在发射过程中重返地面的临界安全问题,提出了星球表面用核反应堆的临界安全分析要求、分析假设与模型,并对反应堆临界安全特性及采取的临界安全措施进行了计算分析。计算结果表明,不同假设掉落环境下的星球表面用核反应堆的有效增殖因数均小于0.98,满足临界安全要求。反应堆通过采用Mo-14%Re合金结构材料、设置相对较厚的堆芯反射层以及在反射层包壳和堆芯外围涂覆Gd_2O_3涂层等措施有利于确保反应堆在事故时处于次临界状态。(本文来源于《原子能科学技术》期刊2018年12期）
李航,周琦,朱庆福[5]（2018）在《MOX燃料贮存水池核临界安全分析》一文中研究指出利用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。(本文来源于《原子能科学技术》期刊2018年08期）
张巍,王璠,章秩烽,刘洋,刘锋[6]（2015）在《基于中试厂核临界安全实验装置的中子噪声分析方法研究》一文中研究指出中子噪声是指反应堆内大量中子的统计涨落,通过对统计涨落的分析,可得出表征反应堆状态的特征参数。在中试厂核临界安全实验装置(YSR)上,利用已开发的中子噪声测量分析系统,开展了中子噪声的实验工作。实验时铀溶液浓度为41g/L、堆芯容器内装载54根燃料棒,中心插入1根盲管放置锎源电离室,堆芯容器外中心对称布置两(本文来源于《中国原子能科学研究院年报》期刊2015年00期）
鲁谨,彭旦,吴小波,洪景彦,郝倩[7]（2015）在《原型微堆卸料临界安全分析》一文中研究指出原型微堆进行低浓化是为将目前高浓铀(~(235)U富集度为90%)燃料组件更换为低浓铀燃料组件(~(235)U富集度小于20%),在高浓铀燃料组件卸出时,需先将中心控制棒移出堆芯。为确保卸料安全,在堆芯内外辐照座内(图1)设计了镉吸收体,用于卸料时临时停堆。在5个内跑兔管(图1中内1~5)和2个外跑兔管内分别放入镉串,镉串由3个镉盒组成,镉盒外直径为1.3cm、厚度为(本文来源于《中国原子能科学研究院年报》期刊2015年00期）
韩向臻,攸国顺,潘昕怿,冯进军,王昆鹏[8]（2016）在《基于SCALE的压水堆乏燃料贮存水池临界安全分析》一文中研究指出基于国际先进的核设计与安全分析计算程序SCALE,针对我国自主研发的先进压水堆乏燃料贮存水池,建立恰当的计算模型,并选取合理的保守假设,计算乏燃料水池正常贮存及事故工况下的反应性,评估计算模型的临界安全,分析该程序对我国先进反应堆乏池计算的适用性。计算结果表明该先进压水堆乏燃料贮存水池正常贮存工况及事故工况的有效增值因子均小于0.95,处于次临界状态。该设计模型可确保燃料堆内贮存区域临界状态安全可控。SCALE计算程序适用于我国自主研发的先进压水堆乏燃料水池临界安全计算。(本文来源于《核电子学与探测技术》期刊2016年04期）
杨永木,黄礼渊[9]（2016）在《脉冲堆燃料元件运输临界安全计算分析》一文中研究指出脉冲堆燃料元件运输时需要进行临界安全计算分析。介绍了临界安全计算用蒙特卡罗方法和MCNP程序。利用当前MCNP程序进行脉冲堆燃料元件临界安全计算时出现可执行程序运行不了的问题,利用Fortran97和VC++6.0对出现的问题进行了编译处理,然后利用脉冲堆冷态临界实验时的实测临界棒位数据对编译后的MCNP程序进行了校核计算验证,最后利用经校核的MCNP程序完成了脉冲堆燃料元件运输过程中的临界安全分析,临界安全计算结果表明脉冲堆燃料元件运输过程中满足临界安全要求。(本文来源于《数字技术与应用》期刊2016年03期）
邵静[10]（2015）在《热室乏燃料贮存临界安全分析》一文中研究指出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叁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。(本文来源于《科技创新导报》期刊2015年36期）
临界安全分析论文开题报告
（1）论文研究背景及目的
此处内容要求：
首先简单简介论文所研究问题的基本概念和背景，再而简单明了地指出论文所要研究解决的具体问题，并提出你的论文准备的观点或解决方法。
写法范例：
将煤耗信任制作为基础,使用MCNP5和APOLLO的程序实现乏燃料储存格架中的可溶硼浓度研究种子有效增值因子(Keff)影响,并且分析中子毒物类型与布置方式对于中子有效增值因子。通过本文的研究结果表示,格架中的可溶硼浓度变化改变Keff变化速度在富集度不断升高过程中不断的缓慢,具备近似线性的改变。格架中的中子毒物之间相互干扰效应能够对毒物就爱只造成影响,中子毒物价值和硼不锈钢(BSS)板间距具备线性关系。以乏燃料组件之外的中子能谱分子,对中子毒物布置方案进行改进,以此使乏燃料储存系统中的临界经济性和安全性得到提高。
（2）本文研究方法
调查法：该方法是有目的、有系统的搜集有关研究对象的具体信息。
观察法：用自己的感官和辅助工具直接观察研究对象从而得到有关信息。
实验法：通过主支变革、控制研究对象来发现与确认事物间的因果关系。
文献研究法：通过调查文献来获得资料，从而全面的、正确的了解掌握研究方法。
实证研究法：依据现有的科学理论和实践的需要提出设计。
定性分析法：对研究对象进行“质”的方面的研究，这个方法需要计算的数据较少。
定量分析法：通过具体的数字，使人们对研究对象的认识进一步精确化。
跨学科研究法：运用多学科的理论、方法和成果从整体上对某一课题进行研究。
功能分析法：这是社会科学用来分析社会现象的一种方法，从某一功能出发研究多个方面的影响。
模拟法：通过创设一个与原型相似的模型来间接研究原型某种特性的一种形容方法。
临界安全分析论文参考文献
[1].张敏,曹芳芳,张亮,潘玉婷,洪哲.核燃料组件运输容器的临界安全分析[J].核安全.2019
[2].贾文宇.基于燃耗信任制的乏燃料贮存格架吸收体布置及其临界安全分析[J].科技视界.2019
[3].杨建国.某铀浓缩厂废水处理系统核临界安全分析与计算[D].南华大学.2018
[4].姚成志,赵守智,胡古,解家春.星球表面用核反应堆临界安全分析[J].原子能科学技术.2018
[5].李航,周琦,朱庆福.MOX燃料贮存水池核临界安全分析[J].原子能科学技术.2018
[6].张巍,王璠,章秩烽,刘洋,刘锋.基于中试厂核临界安全实验装置的中子噪声分析方法研究[J].中国原子能科学研究院年报.2015
[7].鲁谨,彭旦,吴小波,洪景彦,郝倩.原型微堆卸料临界安全分析[J].中国原子能科学研究院年报.2015
[8].韩向臻,攸国顺,潘昕怿,冯进军,王昆鹏.基于SCALE的压水堆乏燃料贮存水池临界安全分析[J].核电子学与探测技术.2016
[9].杨永木,黄礼渊.脉冲堆燃料元件运输临界安全计算分析[J].数字技术与应用.2016
[10].邵静.热室乏燃料贮存临界安全分析[J].科技创新导报.2015
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