CN112885413A - 模拟核反应堆临界实验的方法 - Google Patents

模拟核反应堆临界实验的方法 Download PDF

Info

Publication number
CN112885413A
CN112885413A CN202110039193.1A CN202110039193A CN112885413A CN 112885413 A CN112885413 A CN 112885413A CN 202110039193 A CN202110039193 A CN 202110039193A CN 112885413 A CN112885413 A CN 112885413A
Authority
CN
China
Prior art keywords
data
nuclear reactor
rod
core
simulating
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
CN202110039193.1A
Other languages
English (en)
Other versions
CN112885413B (zh
Inventor
吕牛
李航
朱庆福
夏兆东
张庚
周小平
宁通
成昱廷
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
China Institute of Atomic of Energy
Original Assignee
China Institute of Atomic of Energy
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by China Institute of Atomic of Energy filed Critical China Institute of Atomic of Energy
Priority to CN202110039193.1A priority Critical patent/CN112885413B/zh
Publication of CN112885413A publication Critical patent/CN112885413A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN112885413B publication Critical patent/CN112885413B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G16—INFORMATION AND COMMUNICATION TECHNOLOGY [ICT] SPECIALLY ADAPTED FOR SPECIFIC APPLICATION FIELDS
    • G16C—COMPUTATIONAL CHEMISTRY; CHEMOINFORMATICS; COMPUTATIONAL MATERIALS SCIENCE
    • G16C10/00—Computational theoretical chemistry, i.e. ICT specially adapted for theoretical aspects of quantum chemistry, molecular mechanics, molecular dynamics or the like
    • G—PHYSICS
    • G06—COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06F—ELECTRIC DIGITAL DATA PROCESSING
    • G06F16/00—Information retrieval; Database structures therefor; File system structures therefor
    • G06F16/90—Details of database functions independent of the retrieved data types
    • G06F16/903—Querying
    • G—PHYSICS
    • G06—COMPUTING; CALCULATING OR COUNTING
    • G06Q—INFORMATION AND COMMUNICATION TECHNOLOGY [ICT] SPECIALLY ADAPTED FOR ADMINISTRATIVE, COMMERCIAL, FINANCIAL, MANAGERIAL OR SUPERVISORY PURPOSES; SYSTEMS OR METHODS SPECIALLY ADAPTED FOR ADMINISTRATIVE, COMMERCIAL, FINANCIAL, MANAGERIAL OR SUPERVISORY PURPOSES, NOT OTHERWISE PROVIDED FOR
    • G06Q50/00—Information and communication technology [ICT] specially adapted for implementation of business processes of specific business sectors, e.g. utilities or tourism
    • G06Q50/10—Services
    • G06Q50/20—Education
    • G06Q50/205—Education administration or guidance
    • G—PHYSICS
    • G16—INFORMATION AND COMMUNICATION TECHNOLOGY [ICT] SPECIALLY ADAPTED FOR SPECIFIC APPLICATION FIELDS
    • G16C—COMPUTATIONAL CHEMISTRY; CHEMOINFORMATICS; COMPUTATIONAL MATERIALS SCIENCE
    • G16C20/00—Chemoinformatics, i.e. ICT specially adapted for the handling of physicochemical or structural data of chemical particles, elements, compounds or mixtures
    • G16C20/10—Analysis or design of chemical reactions, syntheses or processes
    • G—PHYSICS
    • G16—INFORMATION AND COMMUNICATION TECHNOLOGY [ICT] SPECIALLY ADAPTED FOR SPECIFIC APPLICATION FIELDS
    • G16C—COMPUTATIONAL CHEMISTRY; CHEMOINFORMATICS; COMPUTATIONAL MATERIALS SCIENCE
    • G16C20/00—Chemoinformatics, i.e. ICT specially adapted for the handling of physicochemical or structural data of chemical particles, elements, compounds or mixtures
    • G16C20/90—Programming languages; Computing architectures; Database systems; Data warehousing
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Theoretical Computer Science (AREA)
  • Business, Economics & Management (AREA)
  • Computing Systems (AREA)
  • Databases & Information Systems (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
  • Bioinformatics & Cheminformatics (AREA)
  • Bioinformatics & Computational Biology (AREA)
  • General Health & Medical Sciences (AREA)
  • Tourism & Hospitality (AREA)
  • Strategic Management (AREA)
  • Crystallography & Structural Chemistry (AREA)
  • General Physics & Mathematics (AREA)
  • Educational Technology (AREA)
  • Educational Administration (AREA)
  • Health & Medical Sciences (AREA)
  • Analytical Chemistry (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • Data Mining & Analysis (AREA)
  • Computational Linguistics (AREA)
  • Software Systems (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Spectroscopy & Molecular Physics (AREA)
  • Economics (AREA)
  • Human Resources & Organizations (AREA)
  • Marketing (AREA)
  • Primary Health Care (AREA)
  • General Business, Economics & Management (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

一种模拟核反应堆临界实验的方法，模拟核反应堆临界实验的方法包括：获取步骤：获取所述模拟核反应堆的堆芯状态信息；提取步骤：提取预先制备的源数据库中与所述堆芯状态信息对应的待计算数据；计算步骤：根据所述堆芯状态信息以及所述待计算数据计算所述模拟核反应堆的堆芯的探测器响应的虚拟信号。这种模拟核反应堆临界实验的方法可以不使用核材料，节省了成本，并提高了实验过程的安全性，并且使得实验的速度快、效率高。

Description

模拟核反应堆临界实验的方法
技术领域
本发明涉及核反应堆技术领域，具体涉及一种模拟核反应堆临界实验的方法。
背景技术
现有的临界实验过程中，采用真实的零功率核反应堆实验装置，然后再通过核探测器测量堆芯的探测器响应信号，最后再通过数据转化对临界实验装置进行监测来完成临界实验。这种实验方法不可避免地需要使用核材料，并且可能会发生安全事故。对于核电站培训操纵员、大学进行临界实验教学来说，该方法实验过程的速度慢、效率低、成本高。
发明内容
鉴于上述问题，提出了本发明以便提供一种克服上述问题或者至少部分地解决上述问题的模拟核反应堆临界实验的方法。
本发明提供了一种模拟核反应堆临界实验的方法，包括：获取步骤：获取所述模拟核反应堆的堆芯状态信息；提取步骤：提取预先制备的源数据库中与所述堆芯状态信息对应的待计算数据；计算步骤：根据所述堆芯状态信息以及所述待计算数据计算所述模拟核反应堆的堆芯的探测器响应的虚拟信号。
可选地，其中，所述堆芯状态信息包括所述模拟核反应堆的堆芯装载量数据M以及慢化剂液位数据H；且所述源数据库包括有效增值系数组，所述有效增值系数组保存有在所述模拟核反应堆的安全棒以及调节棒处于提出状态下的不同堆芯装载量以及不同慢化剂液位与不同的有效增值系数K的对应关系；且所述待计算数据包括与所述堆芯装载量数据M以及所述慢化剂液位数据H对应的所述有效增值系数K。
可选地，所述模拟核反应堆的堆芯底部设置有用于感应所述堆芯装载量数据M的感应器，且所述获取步骤通过获取所述感应器的感应结果以获取所述堆芯装载量数据M。
可选地，所述模拟核反应堆设置有用于探测所述慢化剂液位数据H的液位计，且所述获取步骤通过获取所述液位计的探测结果以获取所述慢化剂液位数据H。
可选地，所述堆芯状态信息还包括所述安全棒的材料参数；所述源数据库还包括安全棒微分价值曲线组，所述安全棒微分价值曲线组保存有不同堆芯装载量、不同慢化剂液位以及不同的所述安全棒的材料参数与不同的安全棒微分价值曲线W1的对应关系；且所述待计算数据包括与所述堆芯装载量数据M、所述慢化剂的液位数据H以及所述安全棒的材料参数对应的所述安全棒微分价值曲线W1。
可选地，所述堆芯状态信息还包括所述调节棒的材料参数；所述源数据库还包括调节棒微分价值曲线组，所述调节棒微分价值曲线组保存有不同堆芯装载量、不同慢化剂液位以及不同的所述调节棒的材料参数与不同的调节棒微分价值曲线W2的对应关系；且所述待计算数据包括与所述堆芯装载量数据M、所述慢化剂的液位数据H以及所述调节棒的材料参数对应的所述调节棒微分价值曲线W2。
可选地，所述堆芯状态信息还包括所述模拟核反应堆的中子源的位置信息S；且所述源数据库还包括外源响应计数组，所述外源响应计数组保存有在所述模拟核反应堆处于无增值状态下的不同中子源的位置以及不同慢化剂液位与不同的外源响应计数S0的对应关系；且所述待计算数据包括与所述中子源的位置信息S以及所述慢化剂液位数据H对应的外源响应计数S0。
可选地，所述模拟核反应堆设置有用于操作所述中子源的位置的操作开关，且所述获取步骤通过获取所述操作开关的操作信息以获取所述中子源的位置信息S。
可选地，所述堆芯状态信息还包括所述模拟核反应堆的安全棒的棒位数据A1以及调节棒的棒位数据A2；且所述计算步骤包括：有效增值因子Keff确定分步骤：根据所述安全棒的棒位数据A1、所述调节棒的棒位数据A2、所述有效增值系数K、所述安全棒微分价值曲线W1以及所述调节棒微分价值曲线W2确定有效增值因子Keff。
可选地，所述模拟核反应堆设置有用于驱动所述安全棒以及所述调节棒的驱动机构，且所述获取步骤通过获取所述驱动机构的移动信息以获取所述安全棒的棒位数据A1以及所述调节棒的棒位数据A2。
可选地，所述探测器响应的虚拟信号包括中子计数数据N，且所述计算步骤还包括：中子计数数据确定分步骤：根据所述有效增值因子Keff以及所述外源响应计数S0确定所述中子计数数据N。
与现有技术相比，本发明提供的模拟核反应堆临界实验的方法可以不使用核材料，节省了成本，并提高了实验过程的安全性，并且由于相关数据预先保存在源数据库内，在实验过程中直接提取即可，避免了大量的计算过程，与完全在线计算的方法相比简化了很多计算过程，使得实验的速度快、效率高。
将这种模拟核反应堆临界实验的方法应用到模拟实验操作教学、相关操作人员培训和学习、公众教育、展示和操作实践体验等过程中，既能让工作人员和学生切实体验堆芯装料等关键物理过程，又能减少建设、运行临界实验装置的费用。
附图说明
通过下文中参照附图对本发明所作的描述，本发明的其它目的和优点将显而易见，并可帮助对本发明有全面的理解。
图1是根据本发明一个实施例的模拟核反应堆临界实验的方法的示意图；
图2是根据本发明一个实施例的模拟核反应堆临界实验的方法相关数据的构成图。
需要说明的是，附图并不一定按比例来绘制，而是仅以不影响读者理解的示意性方式示出。
具体实施方式
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚，下面将结合本发明实施例的附图，对本发明的技术方案进行清楚、完整地描述。显然，所描述的实施例是本发明的一个实施例，而不是全部的实施例。基于所描述的本发明的实施例，本领域普通技术人员在无需创造性劳动的前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。
除非另外定义，本发明使用的技术术语或者科学术语应当为本发明所属领域内具有一般技能的人士所理解的通常意义。
本实施例提供了一种模拟核反应堆临界实验的方法。本领域技术人员可以理解地，模拟核反应堆可以是用非核材料代替真实核反应堆的核材料形成的一种结构组成与真实核反应堆相似，例如除核材料被非核材料替代(用不锈钢棒代替堆芯内部的核材料)，其他部分相同的一种装置。或核材料被非核材料替代，且安全棒被非金属材料替代，其他部分相同等。具体地，模拟核反应堆可以为模拟铀棒栅零功率反应堆。
图1是根据本发明一个实施例的模拟核反应堆临界实验的方法的示意图，图2是根据本发明一个实施例的模拟核反应堆临界实验的方法相关数据的构成图。模拟核反应堆临界实验的方法包括：
S102、获取步骤：获取模拟核反应堆的堆芯状态信息400。
S104、提取步骤：提取预先制备的源数据库300中与堆芯状态信息400对应的待计算数据。
S106、计算步骤：根据堆芯状态信息400以及待计算数据计算模拟核反应堆的堆芯的探测器响应的虚拟信号。
本领域技术人员可以理解地，本实施例的方法可以由处理器执行。在真实的临界实验中，需要探测器来探测相关信号，而本实施例的反应堆是模拟的，不是真实的，无法用探测器来探测相关信号，因此，通过计算步骤来计算得到该信号，即探测器响应的虚拟信号，具体地，探测器响应的虚拟信号可以包括中子计数数据N。
这种模拟核反应堆临界实验的方法可以不使用核材料，节省了成本，并提高了实验过程的安全性，并且由于相关数据预先保存在源数据库300内，在实验过程中直接提取即可，避免了大量的计算过程，与完全在线计算的方法相比简化了很多计算过程，使得实验的速度快、效率高。
将这种模拟核反应堆临界实验的方法应用到模拟实验操作教学、相关操作人员培训和学习、公众教育、展示和操作实践体验等过程中，既能让工作人员和学生切实体验堆芯装料等关键物理过程，又能减少建设、运行临界实验装置的费用。
在实验中，可以利用替代材料(不锈钢棒)代替燃料棒实现堆芯添加燃料过程，同时可以利用计算机软件模拟出添加燃料棒、控制棒移动、中子源移动等过程相对应的探测器响应的虚拟信号的变化。
堆芯状态信息400可以包括模拟核反应堆的堆芯装载量数据M以及慢化剂液位数据H。
具体地，模拟核反应堆的堆芯底部可以设置有用于感应堆芯装载量数据M的感应器，且获取步骤通过获取感应器的感应结果以获取堆芯装载量数据M。
模拟核反应堆可以设置有用于探测慢化剂液位数据H的液位计，且获取步骤通过获取液位计的探测结果以获取慢化剂液位数据H。
且源数据库300可以包括有效增值系数组KS，有效增值系数组KS保存有在模拟核反应堆的安全棒以及调节棒处于提出状态下的不同堆芯装载量以及不同慢化剂液位与不同的有效增值系数K的对应关系。
例如，堆芯装载量M1、慢化剂液位H1与的有效增值系数K1对应，堆芯装载量M2、慢化剂液位H2与的有效增值系数K2对应等。
具体地，这种对应关系可以通过MONK9A蒙特卡罗程序得到，将不同堆芯装载量以及不同慢化剂液位输入该程序可得到对应的有效增值系数K，由于这种程序是本领域技术人员所习知的，在此不做赘述。
且待计算数据可以包括与堆芯装载量数据M以及慢化剂液位数据H对应的有效增值系数K。例如，当堆芯装载量数据M为M1，且慢化剂液位数据H为H1时，则待计算数据包括的有效增值系数K为K1。
堆芯状态信息400还可以包括安全棒的材料参数，源数据库300还包括安全棒微分价值曲线组W1S，安全棒微分价值曲线组W1S保存有不同堆芯装载量、不同慢化剂液位以及不同的安全棒的材料参数与不同的安全棒微分价值曲线W1的对应关系。
例如，堆芯装载量M1、慢化剂液位H1以及A材料的安全棒与安全棒微分价值曲线W1-1对应，堆芯装载量M2、慢化剂液位H2以及B材料的安全棒与安全棒微分价值曲线W1-2对应等。
具体地，这种对应关系可以通过MONK9A蒙特卡罗程序得到，将不同堆芯装载量、不同慢化剂液位以及不同的安全棒的材料参数输入该程序可得到对应的安全棒微分价值曲线W1，由于这种程序是本领域技术人员所习知的，在此不做赘述。
且待计算数据可以包括与堆芯装载量数据M、慢化剂的液位数据H以及安全棒的材料参数对应的安全棒微分价值曲线W1。例如，当堆芯装载量数据M为M1、慢化剂液位数据H为H1时，且安全棒的材料为A时，则待计算数据包括的安全棒微分价值曲线W1为W1-1。
堆芯状态信息400还可以包括调节棒的材料参数，源数据库300还包括调节棒微分价值曲线组W2S，调节棒微分价值曲线组W2S保存有不同堆芯装载量、不同慢化剂液位以及不同的调节棒的材料参数与不同的调节棒微分价值曲线W2的对应关系。
例如，堆芯装载量M1、慢化剂液位H1以及A材料的调节棒与调节棒微分价值曲线W2-1对应，堆芯装载量M2、慢化剂液位H2以及B材料的调节棒与调节棒微分价值曲线W2-2对应等。
具体地，这种对应关系可以通过MONK9A蒙特卡罗程序得到，将不同堆芯装载量、不同慢化剂液位以及不同的调节棒的材料参数输入该程序可得到对应的调节棒微分价值曲线W2，由于这种程序是本领域技术人员所习知的，在此不做赘述。
且待计算数据可以包括与堆芯装载量数据M、慢化剂的液位数据H以及调节棒的材料参数对应的调节棒微分价值曲线W2。例如，当堆芯装载量数据M为M1、慢化剂液位数据H为H1时，且调节棒的材料为A时，则待计算数据包括的调节棒微分价值曲线W2为W2-1。
堆芯状态信息400还可以包括模拟核反应堆的中子源的位置信息S。
具体地，模拟核反应堆设置有用于操作中子源的位置的操作开关，且获取步骤通过获取操作开关的操作信息以获取中子源的位置信息S。具体地，中子源的位置信息S包括，中子源在堆内以及中子源在堆外。
且源数据库300还包括外源响应计数组SOS，外源响应计数组SOS保存有在模拟核反应堆处于无增值状态下的不同中子源的位置以及不同慢化剂液位与不同的外源响应计数S0的对应关系。
当中子源的位置信息S为中子源在堆外时，可取S0的值为0。
当中子源的位置信息S为中子源在堆内时，S0的数值由慢化剂液位数据H确定，例如，中子源在堆内，且慢化剂液位数据H为H1时，S0为S0-1，中子源在堆内，且慢化剂液位数据H为H2时，S0为S0-2等。此时S0与慢化剂液位对应关系可以通过MONKgA蒙特卡罗程序得到，将不同慢化剂液位输入该程序可得到对应的中子源的位置信息S为中子源在堆内时的外源响应计数S0，由于这种程序是本领域技术人员所习知的，在此不做赘述。
且待计算数据可以包括与中子源的位置信息S以及慢化剂液位数据H对应的外源响应计数S0。例如，S为中子源在堆外时，不管慢化剂液位数据H为多少，S0都为0；S为中子源在堆内，且慢化剂液位数据H为H1时，S0为S0-1；S为中子源在堆内，且慢化剂液位数据H为H2时，S0为S0-2。
堆芯状态信息400还可以包括模拟核反应堆的安全棒的棒位数据A1以及调节棒的棒位数据A2。
具体地，模拟核反应堆设置有用于驱动安全棒以及调节棒的驱动机构，且获取步骤通过获取驱动机构的移动信息以获取安全棒的棒位数据A1以及调节棒的棒位数据A2。
探测器响应的虚拟信号包括中子计数数据N，且计算步骤可以包括有效增值因子Keff确定分步骤以及中子计数数据确定分步骤。
有效增值因子Keff确定分步骤中，根据安全棒的棒位数据A1、调节棒的棒位数据A2、有效增值系数K、安全棒微分价值曲线W1以及调节棒微分价值曲线W2确定有效增值因子Keff。
具体地，有效增值因子Keff的计算公式如下：
Figure BDA0002893093300000081
式中，Keff为有效增值因子，K为安全棒以及调节棒处于提出状态下时与堆芯装载量数据M以及慢化剂液位数据H对应的有效增值系数，A1为安全棒的棒位数据，A2为调节棒的棒位数据，W1为与堆芯装载量数据M、慢化剂的液位数据H以及安全棒的材料参数对应的安全棒微分价值曲线，W2为与堆芯装载量数据M、慢化剂的液位数据H以及调节棒的材料参数对应的调节棒微分价值曲线。
中子计数数据确定分步骤中，根据有效增值因子Keff以及外源响应计数S0确定中子计数数据N。
具体地，在Keff为1时，中子计数数据N的计算公式如下：
Figure BDA0002893093300000082
式中，N为中子计数数据，t为时刻，t＝0表示临界实验开始的时刻，N(t)是t时刻中子计数数据，S0为无增值状态下时与中子源的位置信息S以及慢化剂液位数据H对应的外源响应计数，L为中子寿命，L为常数，N0为上一迭代时刻的中子计数数据。
在Keff不为1时，中子计数数据N的计算公式如下：
Figure BDA0002893093300000083
式中，N为中子计数数据，t为时刻，t＝0表示临界实验开始的时刻，N(t)是t时刻中子计数数据，S0为无增值状态下时与中子源的位置信息S以及慢化剂液位数据H对应的外源响应计数，Keff为有效增值因子，L为中子寿命，L为常数，N0为上一迭代时刻的中子计数数据，e是自然常数。
在得到中子计数数据N以后，可以通过临界外推等方法得到临界实验的临界值，由于这类方法是本领域技术人员所习知的，在此不做赘述。在一些实施例中，中子计数数据N能够以图形或数字化的方式显示出来。
在实验中，可以利用替代材料(不锈钢棒)代替燃料棒实现堆芯添加燃料过程，同时可以利用计算机软件模拟出添加燃料棒、控制棒移动、中子源移动等过程相对应的中子计数数据N的变化。
对于本发明的实施例，还需要说明的是，在不冲突的情况下，本发明的实施例及实施例中的特征可以相互组合以得到新的实施例。
以上，仅为本发明的具体实施方式，但本发明的保护范围并不局限于此，本发明的保护范围应以权利要求的保护范围为准。

Claims (11)

1.一种模拟核反应堆临界实验的方法，包括：
获取步骤：获取所述模拟核反应堆的堆芯状态信息；
提取步骤：提取预先制备的源数据库中与所述堆芯状态信息对应的待计算数据；
计算步骤：根据所述堆芯状态信息以及所述待计算数据计算所述模拟核反应堆的堆芯的探测器响应的虚拟信号。
2.根据权利要求1所述的模拟核反应堆临界实验的方法，其中，
所述堆芯状态信息包括所述模拟核反应堆的堆芯装载量数据M以及慢化剂液位数据H；且
所述源数据库包括有效增值系数组，所述有效增值系数组保存有在所述模拟核反应堆的安全棒以及调节棒处于提出状态下的不同堆芯装载量以及不同慢化剂液位与不同的有效增值系数K的对应关系；且
所述待计算数据包括与所述堆芯装载量数据M以及所述慢化剂液位数据H对应的所述有效增值系数K。
3.根据权利要求2所述的模拟核反应堆临界实验的方法，其中，
所述模拟核反应堆的堆芯底部设置有用于感应所述堆芯装载量数据M的感应器，且所述获取步骤通过获取所述感应器的感应结果以获取所述堆芯装载量数据M。
4.根据权利要求2所述的模拟核反应堆临界实验的方法，其中，
所述模拟核反应堆设置有用于探测所述慢化剂液位数据H的液位计，且所述获取步骤通过获取所述液位计的探测结果以获取所述慢化剂液位数据H。
5.根据权利要求2所述的模拟核反应堆临界实验的方法，其中，
所述堆芯状态信息还包括所述安全棒的材料参数；
所述源数据库还包括安全棒微分价值曲线组，所述安全棒微分价值曲线组保存有不同堆芯装载量、不同慢化剂液位以及不同的所述安全棒的材料参数与不同的安全棒微分价值曲线W1的对应关系；且
所述待计算数据包括与所述堆芯装载量数据M、所述慢化剂的液位数据H以及所述安全棒的材料参数对应的所述安全棒微分价值曲线W1。
6.根据权利要求5所述的模拟核反应堆临界实验的方法，其中，
所述堆芯状态信息还包括所述调节棒的材料参数；
所述源数据库还包括调节棒微分价值曲线组，所述调节棒微分价值曲线组保存有不同堆芯装载量、不同慢化剂液位以及不同的所述调节棒的材料参数与不同的调节棒微分价值曲线W2的对应关系；且
所述待计算数据包括与所述堆芯装载量数据M、所述慢化剂的液位数据H以及所述调节棒的材料参数对应的所述调节棒微分价值曲线W2。
7.根据权利要求6所述的模拟核反应堆临界实验的方法，其中，
所述堆芯状态信息还包括所述模拟核反应堆的中子源的位置信息S；且
所述源数据库还包括外源响应计数组，所述外源响应计数组保存有在所述模拟核反应堆处于无增值状态下的不同中子源的位置以及不同慢化剂液位与不同的外源响应计数S0的对应关系；且
所述待计算数据包括与所述中子源的位置信息S以及所述慢化剂液位数据H对应的外源响应计数S0。
8.根据权利要求7所述的模拟核反应堆临界实验的方法，其中，
所述模拟核反应堆设置有用于操作所述中子源的位置的操作开关，且所述获取步骤通过获取所述操作开关的操作信息以获取所述中子源的位置信息S。
9.根据权利要求7所述的模拟核反应堆临界实验的方法，其中，
所述堆芯状态信息还包括所述模拟核反应堆的安全棒的棒位数据A1以及调节棒的棒位数据A2；且所述计算步骤包括：
有效增值因子Keff确定分步骤：根据所述安全棒的棒位数据A1、所述调节棒的棒位数据A2、所述有效增值系数K、所述安全棒微分价值曲线W1以及所述调节棒微分价值曲线W2确定有效增值因子Keff。
10.根据权利要求9所述的模拟核反应堆临界实验的方法，其中，
所述模拟核反应堆设置有用于驱动所述安全棒以及所述调节棒的驱动机构，且所述获取步骤通过获取所述驱动机构的移动信息以获取所述安全棒的棒位数据A1以及所述调节棒的棒位数据A2。
11.根据权利要求9所述的模拟核反应堆临界实验的方法，其中，所述探测器响应的虚拟信号包括中子计数数据N，且所述计算步骤还包括：
中子计数数据确定分步骤：根据所述有效增值因子Keff以及所述外源响应计数S0确定所述中子计数数据N。
CN202110039193.1A 2021-01-12 2021-01-12 模拟核反应堆临界实验的方法 Active CN112885413B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202110039193.1A CN112885413B (zh) 2021-01-12 2021-01-12 模拟核反应堆临界实验的方法

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202110039193.1A CN112885413B (zh) 2021-01-12 2021-01-12 模拟核反应堆临界实验的方法

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN112885413A true CN112885413A (zh) 2021-06-01
CN112885413B CN112885413B (zh) 2024-02-20

Family

ID=76044880

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202110039193.1A Active CN112885413B (zh) 2021-01-12 2021-01-12 模拟核反应堆临界实验的方法

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN112885413B (zh)

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104575638A (zh) * 2015-02-11 2015-04-29 中国科学院合肥物质科学研究院 一种可与中子源耦合的安全多功能快中子零功率装置
CN107689256A (zh) * 2017-09-19 2018-02-13 中国核动力研究设计院 一种核反应堆次临界度测量方法
CN110010256A (zh) * 2019-04-29 2019-07-12 岭澳核电有限公司 核电站在次临界状态下进行控制棒价值测量的方法和装置
CN111446014A (zh) * 2020-04-07 2020-07-24 中国核动力研究设计院 利用源量程探测器信号作为信号源的次临界刻棒方法

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104575638A (zh) * 2015-02-11 2015-04-29 中国科学院合肥物质科学研究院 一种可与中子源耦合的安全多功能快中子零功率装置
CN107689256A (zh) * 2017-09-19 2018-02-13 中国核动力研究设计院 一种核反应堆次临界度测量方法
CN110010256A (zh) * 2019-04-29 2019-07-12 岭澳核电有限公司 核电站在次临界状态下进行控制棒价值测量的方法和装置
CN111446014A (zh) * 2020-04-07 2020-07-24 中国核动力研究设计院 利用源量程探测器信号作为信号源的次临界刻棒方法

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
梁淑红;朱庆福;周琦;罗皇达;刘洋;: "铀棒栅临界实验装置水堆安全棒系统结构设计及实验验证", 原子能科学技术, no. 11, pages 1 - 4 *

Also Published As

Publication number Publication date
CN112885413B (zh) 2024-02-20

Similar Documents

Publication Publication Date Title
Williamson et al. BISON: A flexible code for advanced simulation of the performance of multiple nuclear fuel forms
CN104537211A (zh) 一种基于层次分析法及灰色理论的企业安全风险预警方法
US10685754B2 (en) Integration of real-time measurements and atomistic modeling to license nuclear components
CN112885413B (zh) 模拟核反应堆临界实验的方法
Feria et al. Creep assessment of Zry-4 cladded high burnup fuel under dry storage
JP2696049B2 (ja) 原子炉炉心核特性模擬装置
Nicolaou Provenance of unknown plutonium material
Kim et al. Development and validation of a nuclear fuel cycle analysis tool: a future code
Mesquita et al. A human-machine interface for a Triga research reactor of Brazil
Lage et al. Digital system project for graphic simulation of operational parameters of the IPR-R1 Triga nuclear research reactor
Gersinska et al. New Development of an ISO Standard Series for the Design of Nuclear Power Plants against Seismic Events
Růčka et al. Physical startup tests calculations for Dukovany NPP using MOBY-DICK macrocode
Caprinozzi et al. A Study on the Seismic Vulnerability of a Selected Petrochemical Plant Piping System
Emmanuel et al. Activity Of OECD/NEA/CSNI/WGIAGE Seismic Engineering Sub-Group In The Field Of Seismic Hazard And Seismic Behavior Of Civil Structures And Mechanical Equipment: Findings, Recommendations And Perspectives
JPH01250097A (ja) 燃料交換時炉心監視装置
Kryter et al. An overview of Smorn V-Munich
Viallet et al. ACTIVITY OF OECD/NEA/CSNI/WGIAGE SEISMIC ENGINEERING SUB-GROUP IN THE FIELD OF SEISMIC HAZARD AND SEISMIC BEHAVIOR OF CIVIL STRUCTURES AND MECHANICAL EQUIPMENT: FINDINGS, RECOMMENDATIONS AND PERSPECTIVES
CN118070006A (zh) 一种管道应力预测方法、装置、设备及介质
Gray et al. Nuclear power plant control room operators' performance research
RffORT HALDEN
Sollogoub Seismic design and analysis of nuclear fuel cycle facilities in France
Cameron et al. Examples of analog computer applications in nuclear processes
FRANCE PAPERS PRESENTED AT THE ADVISORY GROUP MEETING
Chataigner et al. Application of SMA method to seismically isolated nuclear structures
Kemeny Stochastic models, numerical algorithms and optimal computerised graphics and decision making processes for nuclear plant surveillance and anomaly detection

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant