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公开(公告)号：CN110739093B
公开(公告)日：2022-11-18
申请号：CN201910899165.X
申请日：2019-09-23
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21F9/22
Abstract: 本发明属于核安全控制技术领域，涉及一种核燃料后处理中溶液贮罐的临界安全控制方法。所述的控制方法是在所述的溶液贮罐中分多层隔开水平布置中子毒物板，并在每层中子毒物板上开孔，以保证所述的溶液贮罐中的溶液可以正常流通。利用本发明的核燃料后处理中溶液贮罐的临界安全控制方法，能够利用中子毒物更好的进行核燃料后处理中溶液贮罐的临界安全控制，并使该方法具有一定的可扩展性。
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公开(公告)号：CN113889202A
公开(公告)日：2022-01-04
申请号：CN202111114051.3
申请日：2021-09-23
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 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。
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公开(公告)号：CN113887572A
公开(公告)日：2022-01-04
申请号：CN202111061530.3
申请日：2021-09-10
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06K9/62
Abstract: 本发明涉及一种基于灵敏度包覆的评定核系统相似性方法，属于核安全评价技术领域，包括以下步骤：S1、分别从第一核系统和第二核系统中选取需要评定的共有核素；S2、选取每种共有核素需要评定的核截面；S3、分别计算步骤S2中选取的每个核截面的灵敏度；S4、计算两个核系统的相似性指标Sim；S5、计算两个核系统相似性指标分量dSimr；S6、计算两个核系统参考相似性指标Sim'；S7、综合步骤S4‑S6的结果，判断两个核系统是否满足相似要求。本发明提供的方法给出了一种可以定量判断相似性的指标，通过该指标使用者可以良好的判断出核系统中子学的相似性，同时也可以使使用者对不同核截面的相似性有更多的了解，指导其评价分析设计工作。
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公开(公告)号：CN113887018A
公开(公告)日：2022-01-04
申请号：CN202111061483.2
申请日：2021-09-10
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F30/20 , G06F17/16 , G06F111/10
Abstract: 本发明涉及一种评定核截面偏差引起keff不确定度的方法，属于核数据评价技术领域，包括以下步骤：S1、选取待分析核系统中需要评定的核素；S2、选取每种核素需要评定的核截面；S3、分别计算步骤S2中选取的每个核截面的灵敏度；S4、选取与每个核截面对应的协方差数据并对所述协方差数据进行调整或估计；S5、分别计算每个协方差矩阵对keff的不确定度Unck；S6、计算核系统核截面偏差引起keff的不确定度Unc。本发明提供的方法通过核截面灵敏度数据及协方差数据计算每个协方差矩阵对keff不确定度的影响，可以定量得到其核截面偏差引起keff的不确定数值，指导设计和分析评价工作。
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公开(公告)号：CN111783031A
公开(公告)日：2020-10-16
申请号：CN202010411600.2
申请日：2020-05-15
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F17/15
Abstract: 本发明涉及一种适用于铀钚溶液系统中子增殖泄漏因数的快速确定方法。该方法基于蒙特卡罗程序计算一种铀钚溶液系统在不同铀浓度、钚浓度、铀同位素质量比例和钚同位素质量比例下的中子增殖泄漏因数网格，对于给定的铀钚浓度和铀钚比例，基于网格可快速计算出相应条件下的中子增殖泄漏因数。本发明的技术方案，对于给定的铀钚溶液系统，计算得到的中子增殖泄漏因数是有效和准确的。计算的中子泄漏增殖因数的相对误差基本在1％左右，具有很高的精度。
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Patent Agency Ranking
公开(公告)号：CN111751866A
公开(公告)日：2020-10-09
申请号：CN202010411599.3
申请日：2020-05-15
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G01T3/00
Abstract: 本发明涉及一种基于中子符合计数的溶液系统钚浓度估算方法及监测系统，通过采用三维蒙特卡罗程序计算修正因子，对“点模型”方程组进行中子吸收效应的修正、(α,n)中子与裂变中子能谱差异的修正、诱发裂变中子与自发裂变中子探测效率差异的修正，使得改进的“点模型”方程组的中子符合计数计算结果能够准确反映铀钚溶液系统外中子探测系统中子符合计数的测量结果，从而可以较为准确的预测估算铀钚溶液系统的钚浓度。该种方法实现了对铀钚溶液系统钚浓度的非破坏性监测分析，是一种先进的、具有工程可行性的溶液系统钚浓度估算方法。
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公开(公告)号：CN111613348A
公开(公告)日：2020-09-01
申请号：CN202010430094.1
申请日：2020-05-20
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C1/30
Abstract: 本发明涉及一种磁吸式无接触布置中子毒物棒的临界实验装置及方法。该方法通过主体容器顶盖的分布式顶吸磁体选择中子毒物棒的数量和排列方式，通过主体容器侧面的吊篮控制模块带动吊篮沿轨道移动，将选定的中子毒物棒垂直放入装置的下部空间，待开展完带中子毒物棒的临界实验后，再控制装置内吊篮返回装置上部空间，中子毒物棒重新被装置顶盖的分布式顶吸磁体吸附固定在装置上部空间。该方案在完全密封、无接触的条件下，实现了有棒、无棒、不同数量、不同材质、不同排列、不同高度的中子毒物棒布置方案，避免了放射性物质泄漏出临界实验装置，造成气溶胶污染等放射性危害，是一种先进的、具有工程可行性的含钚易裂变材料溶液系统临界实验技术。
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公开(公告)号：CN109063233A
公开(公告)日：2018-12-21
申请号：CN201810621784.8
申请日：2018-06-15
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G06F17/50
Abstract: 本发明属于核安全评价技术领域，涉及一种用蒙特卡洛法评定核素含量对keff不确定度影响的方法。所述的方法基于蒙特卡洛方法，包括如下步骤：(1)实验验证：使用燃耗模拟程序对实验数据进行验证，对比每个实验中给出的核素成分含量测量值与燃耗程序模拟的核素成分含量计算值；(2)确定各核素验证结果的分布并对平均值标准差进行调整；(3)进行蒙特卡洛抽样计算；(4)对抽样计算结果进行统计分析；(5)确定总不确定度。利用本发明的用蒙特卡洛法评定核素含量对keff不确定度影响的方法，能够使核临界分析中临界限值的计算更为准确。
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公开(公告)号：CN108962414A
公开(公告)日：2018-12-07
申请号：CN201810621772.5
申请日：2018-06-15
Applicant: 中国核电工程有限公司
Abstract: 本发明涉及一种钚溶液贮罐，包括容器壁和设置在所述容器壁围成的内腔中的分隔板；所述分隔板将所述内腔分隔为层状的溶液贮存区域；所述分隔板上设置有间隙以使得所述分隔板两侧的溶液贮存区域中的溶液能够横向流动；所述横向指垂直于分隔板的方向。本发明通过结构材料制作成分层结构方式，就能有效降低的系统反应性，实现临界安全控制的目的，而且所形成的贮槽横截面积中溶液占比要远高于之前同等控制水平的环形槽形式，能够有效节省贮罐占用体积。
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公开(公告)号：CN103065697B
公开(公告)日：2016-01-20
申请号：CN201210574788.8
申请日：2012-12-26
Applicant: 中国核电工程有限公司
IPC: G21C19/07
Abstract: 本发明涉及一种不置信硼的乏燃料水池格架临界安全控制方法，在乏燃料贮存格架周边设置隔离区，降低燃料组件跌落事故带来的反应性增加，同时增加乏燃料组件的贮存间距，降低整个系统的反应性。采用本发明的技术方案之后乏燃料贮存水池可以实现在正常和可信事故工况下依靠添加固体中子毒物和置信乏燃料组件的燃耗的手段在保证临界安全的要求的情况下实现高密度贮存，无需同时置信池水中的可溶硼。
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