摘要：临界安全作为乏燃料组件运输容器的一项重要安全指标,需经过计算和分析以判断其是否满足法规标准。为分析中国核工业集团有限公司(China National Nuclear Corporation,CNSC)乏燃料组件运输容器临界安全设计是否满足《放射性物品安全运输规程》的要求,使用蒙特卡罗程序MCNP(Monte Carlo N Particle Transport Code)构建了保守临界计算模型,对正常和事故工况下CNSC乏燃料组件运输容器进行了临界计算分析。分析表明:正常运输条件下单个货包和货包阵列的keff最大值为0.804 25,小于次临界限值,临界安全指数为0;事故工况下单个货包和货包阵列的keff最大值为0.813 17,小于次临界限值,临界安全指数为0。可见,正常和事故工况下,CNSC乏燃料组件运输容器的keff最大值均小于0.94的次临界限值,临界安全指数为0,满足法规标准要求。

摘要：目的在开展二氧化铀(UO_(2))芯块运输容器设计时,应进行临界安全分析,优化容器设计,并通过得出的临界安全指数(CSI)限定可运输货包的数量,确保在任何可信的运输情景下的核临界安全。方法文中采用蒙特卡罗软件SuperMC对符合要求的国际临界安全手册中6类49个基准实验案例进行建模计算,获得本案例的次临界上限值,再基于运输容器经受正常运输条件与运输事故条件试验的结果,计算得出正常运输条件与运输事故条件下的单货包与货包阵列的最大中子增殖系数keff值。结果该案例的次临界限值(USL)为0.91974;UO_(2)芯块运输容器在正常运输条件与运输事故条件下单货包的最大keff值分别为0.28608,无限阵列货包的最大keff值为0.79834。结论UO_(2)芯块运输容器在正常运输条件与运输事故条件下的最大keff值均小于0.91974,临界安全指数为0,容器设计临界安全性能可确保可运输安全。

摘要：在新燃料组件运输过程中,临界安全是重点。使用MCNP程序对中国先进研究堆新燃料组件的运输进行临界安全计算分析,通过选取最不利临界安全的次临界限值、组件模型参数、事故工况来保证计算结果的保守性。结果表明,运输货包的临界安全指数可确定为0。该结果可为中国先进研究堆(CARR)的新燃料组件运输容器的研发提供参考依据。