技术特征：
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
；(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。2.根据权利要求1所述的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。3.根据权利要求1所述的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。4.根据权利要求2所述的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，所述步骤(1)中，所述工艺流程参数为料液添加速度上限l。5.根据权利要求1所述的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。6.根据权利要求4所述的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
。7.根据权利要求6所述的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，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：计算系统临界时加入系统的反应性速率ρ
t
。8.根据权利要求7所述的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：n
v
＝(1.81ρ
t
‑
0.645)
×
10
15
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
。
9.根据权利要求8所述的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$/s。10.根据权利要求8所述的一种圆柱体铀溶液贮槽内核临界事故裂变次数估算的方法，其特征在于，所述加入系统的反应性速率ρ
t
的参数变化范围为0.8～1.7$/s。
技术总结
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ρ
技术研发人员：易璇 于淼 霍小东 邵增 刘国明 杨海峰 郭治鹏 李想 胡小利 陈添
受保护的技术使用者：中国核电工程有限公司
技术研发日：2021.09.23
技术公布日：2022/1/4