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第一部分　核临界安全手册1

第一章　绪论3

参考文献5

第二章　临界安全控制的技术方法6

第一节　基本方法和术语6

第二节　适用于临界安全设计的设施分类11

一、需要临界安全控制措施的设施12

二、不需要临界安全控制措施的设施13

第三节　保证次临界的方法14

一、保证单体的次临界性14

二、保证多体的次临界性18

第四节　确定次临界条件的方法19

一、确定临界估算值下限的方法20

二、确定临界增殖因子估算值下限的方法21

三、确定临界限值的方法22

第五节　各种临界安全控制方法的注意事项23

一、设备与系统的设计以及运行操作管理方面的一般注意事项23

二、核燃料质量控制的注意事项24

三、设备形状和尺寸控制的注意事项24

四、溶液中核燃料浓度控制的注意事项25

五、中子慢化控制的注意事项25

六、用中子毒物控制的注意事项25

七、依靠距离和屏蔽材料进行临界控制25

参考文献32

第三章 评价条件的设定与评估对象的建模33

第一节　燃料的建模34

一、均匀系统中的非均一性效应34

二、非均匀系统中的非均一性效应37

三、拟看做均匀的燃料粒度37

四、低富集铀的非均匀效应40

五、非均匀系统燃料溶液的建模40

六、复杂几何形状的建模41

七、管道的建模41

八、燃料溶液的温度效应43

九、氧化物粉末燃料的密度与含水量44

十、燃料的化学形态45

十一、采用燃耗信用进行的燃料处理46

第二节　慢化剂的建模48

一、多体之间水的密度48

二、空气的建模49

三、中子屏蔽材料的建模49

四、燃料中慢化剂的建模50

五、硝酸盐溶液中的游离硝酸50

第三节　反射层的建模51

一、反射层的通用模型51

二、足够的反射层厚度51

三、混凝土墙的反射效应52

四、外侧为真空的容器壁的反射效应53

五、外侧为水反射体的容器壁反射效应54

六、外侧为Cd+H2O的容器壁反射效应54

七、无需假定水淹的临界安全评价55

第四节　吸收剂的建模56

第五节　原子数密度的计算57

一、燃料化合物的理论密度和燃料水溶液的密度公式57

二、燃耗所致核素组成的变化61

三、核素反应性价值63

参考文献110

第四章　安全分析评价方法116

第一节　安全分析评价的步骤116

第二节　设定评价条件118

第三节　单体的分析评价方法120

一、用已知的次临界条件数据评价120

二、用简单的计算程序分析121

三、用详细的计算程序分析123

第四节　多体的分析评价方法130

一、用隔离数据评价130

二、用立体角法等简单方法分析135

三、用简单的计算程序分析137

四、为立体角法之类简单计算方法和简单计算程序服务的辅助计算140

五、用详细的计算程序分析142

第五节　被分割成多个小室的系统的临界安全估算方法143

参考文献169

第五章　化学处理过程的临界安全173

第一节　引言173

第二节　化学处理过程临界安全设计的注意事项174

第三节　溶解过程临界安全分析举例177

一、溶解过程的设计177

二、设定溶解器的评价条件177

三、溶解器的临界分析结果181

四、在溶解器示例中的安全裕量182

第四节　萃取过程临界安全分析举例183

一、萃取过程的设计183

二、设定混合澄清器的评价条件184

三、混合澄清器的临界分析结果186

四、混合澄清器示例中的安全裕量186

第五节　化学处理过程临界安全设计与控制举例187

参考文献204

第六章　临界事故及其评价方法205

第一节　临界事故与模拟试验概要205

第二节　临界事故评价方法208

第三节　用简化的评估方法估算临界事故的规模210

一、简化模型的推导与参数研究210

二、简化模型同CRAC实验以及以往在溶液系统中发生的临界事故数据的比较211

第四节　分析临界事故的计算机程序的开发工作213

一、开发工作现状213

二、AGNES和CREST程序概要214

参考文献233

第七章　设计与安装临界报警系统的基本原则237

第一节　设计与安装的基本原则237

第二节　选择需要安装CAS的地点238

一、美国和英国对选择安装地点的规定238

二、选择安装地点的准则238

三、关于假定的最大总裂变数的考虑240

第三节　被探测放射性射线的种类240

一、临界装置周围的辐射场240

二、被探测放射性射线的种类241

第四节　最小检测限242

一、欧美法规中的概念242

二、决定最小检测限的准则242

三、根据有效剂量当量限值求出最小检测限的注意事项243

第五节　探测器灵敏度和安装244

一、临界报警用γ射线探测器的灵敏度244

二、临界报警用电离室型探测器的灵敏度245

三、编制探测器安装计划245

四、在过载状态下检验探测器246

参考文献251

附录 辐射防护的剂量与剂量限值的当前趋势253

第二部分　附件　核临界安全数据汇编257

第一章　引言259

第二章　原子数密度262

第一节　核燃料原子数密度的计算262

一、物理常数262

二、水溶液系统的理论密度和密度方程式262

三、氢对铀或钚的原子数比265

第二节　混凝土与不锈钢的组成266

第三节　轻水动力堆乏燃料中的核素组分267

参考文献290

第三章　不同燃料组成的核特性参数292

第四章　无限系统的临界数据319

第五章　单体临界数据344

第一节　临界数据344

第二节　计算方法344

第三节　计算模型345

一、KENO-IV345

二、ANISN346

第四节　计算条件346

一、系统温度346

二、中子能群数347

三、KENO-IV347

四、ANISN347

参考文献491

第六章　可用于多体临界安全评价的数据492

第一节　供立体角法和简易计算程序使用的数据492

一、裸单体的中子增殖因子kB492

二、反照率与k∞值493

第二节　允许的面对面距离493

第三节　允许的混凝土墙厚度494

第七章　其他数据498

第一节　反应性几何系数498

第二节　容器壁的反应性效应498

第三节　各种反射层的隔离厚度499

第四节　核素的反应性价值499

一、再生因子η499

二、用η表示的核素反应性价值500

三、239Pu取代241Pu的取代因子ζ501

附录513

A　JACS概要513

A.1　MGCL514

A.2　MAIL,REMAIL515

A.3　KENO-IV,MULTI-KENO517

A.4　ANISN-JR520

A.5　SIMCRI520

A.6　MUTUAL521

参考文献530

B　临界数据处理程序531

B.1　CHD-PROCESSOR531

B.2　QUICRI532

参考文献534

C　JACS计算误差评价534

参考文献556

D　误差评价表的修订557

附表1　常用计量单位换算表558

附表2　SI中用以表示十进制倍数的词头和符号560