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与流程

1.本发明属于核与辐射安全技术领域，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。


背景技术：

2.gb15146.2
‑
2008中给出与化学组成无关的
233
u、
235
u和
239
pu的次临界质量限值分别为500g、700g和450g，当核燃料循环设施中处理的易裂变物质的量超过了该规定的量时就存在发生核临界事故的风险。世界各国对于核临界事故的计算和模拟开展了大量研究和实验，例如法国先后建立了crac和silene实验装置，日本也建造了tracy实验装置开展一系列的临界实验。在此基础上一些国家也开发了具有动力学计算功能的用于估算核临界事故相关参数的计算程序。
3.如果可以明确的定义发生核临界事故时的事故情景和参数，使用这些程序可以较为准确的计算出核临界事故的裂变次数、功率、温度、压力等参数的变化。但是一则用于估算核临界事故相关参数的计算程序并不普遍，二则对于事故情景的定义很多情况下无法明确。因而国际上也有一些经验公式用于估算裂变次数。但是用经验公式估算的裂变次数往往较为包络和保守，用经验公式的值进行设计可能会使事故缓解的代价较大。
4.虽然用于核临界事故模拟和分析的动力学计算程序并不普遍，但是稳态的中子输运程序却是广泛使用的，这些程序可以用于计算系统的一些特性参数，比如系统的有效缓发中子份额，系统有效中子增殖因子等，这些参数也是动力学程序进行核临界事故裂变次数的计算的基础参数。


技术实现要素：

5.针对现有技术中所存在的缺陷，本发明的目的在于提供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，用以替代需要使用动力学计算程序进行裂变次数计算或仅使用经验公式进行估算的方式，实现了仅利用三维蒙卡中子输运程序的计算结果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的裂变次数。
6.为实现此目的，本发明提供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，所述方法包括如下步骤：
7.(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；
8.(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k
eff
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ρ
t
；
9.(3)根据所述加入系统的反应性速率ρ
t
与裂变次数体密度n
v
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。
10.进一步，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。
11.进一步，所述步骤(1)中，所述圆柱体铀溶液贮槽内容物的材料成分参数包括铀溶液中铀的浓度c、u
‑
235的富集度e。
12.进一步，所述步骤(1)中，所述工艺流程参数为料液添加速度上限l。
13.进一步，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。
14.进一步，所述步骤(2)中，所述贮槽内料液系统的中子动力学参数包括系统的有效缓发中子份额β
eff
、衰变常数λ
i
。
15.进一步，根据贮槽内料液不同高度时的系统有效中子增殖因子k
eff
和对应的系统反应性ρ＝1
‑
1/k
eff
，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；根据所述圆柱型溶液贮槽的直径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：
[0016][0017]
计算系统临界时加入系统的反应性速率ρ
t
。
[0018]
进一步，所述步骤(3)中，所述加入系统的反应性速率ρ
t
与裂变次数体密度n
v
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n
v
与加入系统的反应性速率ρ
t
的经验公式：
[0019]
n
v
＝(1.81ρ
‑
0.645)
×
10
15
[0020]
将步骤(2)中得到的所述加入系统的反应性速率ρ
t
代入计算，得到裂变次数体密度n
v
。
[0021]
进一步，所述裂变次数体密度n
v
与加入系统的反应性速率ρ
t
的经验公式中，所述加入系统的反应性速率ρ
t
的参数变化范围为0.5
‑
3.0$/s。
[0022]
进一步，所述加入系统的反应性速率ρ
t
的参数变化范围为0.8～1.7$/s。
[0023]
本发明的有益效果在于，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，可以利用常用的稳态中子输运程序相对合理的估算含有硝酸铀溶液的圆柱体贮槽内发生核临界事故时的裂变次数。采用本发明的方法，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、以及工艺流程参数来确定发生核临界事故时裂变次数及事故大小，相比于简单的经验公式，其估算值更为合理。同时，计算仅需利用常用的中子输运程序，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。
附图说明
[0024]
图1为本发明所述的圆柱体铀溶液贮槽内核临界事故裂变次数估算的方法示意图。
[0025]
图2为本发明实施方式中圆柱体铀溶液贮槽内核临界事故裂变次数估算的方法示意图。
[0026]
图3为本发明实施方式中溶液贮槽内系统反应性ρ随贮槽内料液高度h的变化拟合曲线图。
[0027]
图4为本发明所述的裂变次数体密度随加入系统的反应性速率变化的拟合曲线图。
具体实施方式
[0028]
下面结合附图和具体实施方式对本发明作进一步描述。
[0029]
一种装载了浓度为300gu/l的硝酸铀酰溶液、直径为80cm的圆柱体贮槽核临界事故裂变次数估算的方法，包括如下步骤：
[0030]
1)首先利用三维蒙卡中子输运程序进行建模，计算搜索该系统的临界液位高度，并计算系统的缓发中子有效份额β
ieff
和衰变常数λ
i
等中子动力学参数、系统有效中子增殖因子k
eff
以及系统反应性ρ；
[0031]
计算显示该贮槽在溶液高度为18.4cm附近接近临界，在临界高度附近不同高度时的系统反应性ρ如图3所示，由图中的拟合曲线可得到，ρ的变化率dρ为0.0267/cm；
[0032]
计算得到的系统的缓发中子有效份额β
ieff
和衰变常数λ
i
如表1所示，总的缓发中子份额β
eff
＝0.00856；
[0033]
该溶液贮槽采用空气提升装置加料，最高加料速率为1.67l/s，因此，贮槽内料液高度h变化的最大速率s为0.333cm/s；
[0034]
2)将计算的ρ的变化率dρ、h变化的最大速率s以及总缓发中子份额β
eff
，带入下列公式(1)中：
[0035]
计算得到加入系统的反应性速率ρ
t
为1.039$/s。
[0036]
3)根据前期试验数据可得到如图4所示的裂变次数体密度n
v
(单位体积内的裂变次数，次/l)随加入系统的反应性速率ρ
t
变化的拟合关系，以及由此而得到的裂变次数体密度n
v
与加入系统的反应性速率ρ
t
的拟合经验公式(2)：
[0037]
n
v
＝(1.81ρ
t
‑
0.645)
×
10
15
ꢀꢀꢀ
(2)
[0038]
计算得到裂变次数体密度n
v
为1.236
×
10
15
次/l；再结合发生临界事故时料液的总体积v为93.5l，计算得到圆柱型溶液贮槽内的总裂变次数：
[0039]
n＝n
v
×
v＝1.155
×
10
17
[0040]
若只使用简单的经验公式进行试算，以tucks公式为例，对于铀系统其计算公式为式(3)所示：
[0041]
f
b
＝2.4
×
10
15
×
v
ꢀꢀꢀ
(3)
[0042]
根据公式(3)得到的本实施方式中总裂变次数为2.244
×
10
17
次。
[0043]
表1溶液贮槽的中子动力学参数
[0044]
分组123456β
ieff
0.000420.001490.001440.003260.001370.00058λ
i
0.013340.032730.120800.302960.850262.85526
[0045]
上述实施例只是对本发明的举例说明，本领域的技术人员可以对本发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若本发明的这些修改和变型属于本发
明权利要求及其等同技术的范围之内，则本发明也意图包含这些改动和变型在内。