Published February 1966
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Book
Application of Reactor Physics Calculation Methods to Criticality Control of Non-Inherently Safe Systems in Fuel Processing Plants
Description
The economics of fuel processing operations involving the handling of large quantities of fissionable materials can be significantly improved by utilizing somewhat detailed reactor physics calculation methods to establish criticality safe process parameters. These calculation techniques serve as an extension of critical experiment data to systems not specifically covered by such data and may be used to establish the safety of larger mass limits and process equipment dimensions than could be justified by conservative extrapolation of the available experimental data. This paper describes some of the calculation techniques used for this purpose at United Nuclear Corporation. Both hand calculation techniques and computerized techniques are discussed in connection with highly enriched uranium alloy water systems, poison-wrapped cylinders, fixed poison sheets in unsafe geometry tanks, and safety arrays of unmoderated uranium materials; and generally useful data obtained with these methods are presented. Comparison of these calculation methods against experimental data, and the assumptions made in applying these methods to criticality safety work, are also discussed. (author)
Abstract (French)
On peut améliorer considérablement l'économie des opérations de traitement impliquant de grandes quantités de produits fissiles en utilisant des méthodes de calcul assez détaillées employées en physique des réacteurs pour déterminer les paramètres assurant l'élimination des risques de criticité. Ces méthodes de calcul permettent d'étendre les données des expériences de criticité à des systèmes auxquels ces données ne sont pas spécifiquement applicables et d'admettre en toute sécurité des limites de masses pour les matières et des dimensions pour le matériel de traitement plus élevées que celles qu'on obtiendrait par une extrapolation prudente des observations expérimentales disponibles. Le mémoire décrit certaines méthodes de calcul utilisées à cette fin par la United Nuclear Corporation. Il indique des méthodes de calcul non mécaniques ainsi que des méthodes faisant appel à des calculatrices pour des systèmes constitués par un alliage d'uranium enrichi et de l'eau, des volumes cylindriques entourés de poison, des feuilles de poison fixes dans les réservoirs dont la géométrie n'assure pas la sécurité, et la sécurité d'assemblages de matières contenant de l'uranium sans modérateur; il présente des résultats utiles obtenus par ces méthodes. Il compare ces calculs avec les données expérimentales et déciit les hypothèses qui ont été faites pour les appliquer à des problèmes de sécurité et de criticité. (author)Abstract (Spanish)
La rentabilidad de las operaciones de tratamiento de combustible que requieren la manipulación de grandes cantidades de materiales fisionables pueden mejorarse considerablemente mediante el empleo de métodos de cálculo relativamente minuciosos de física de reactores para dar a los parámetros del proceso valores seguros en lo que respecta a la criticidad. Esas técnicas de cálculo permiten extender los datos provenientes de experimentos críticos a sistemas no cubiertos específicamente por dichos datos y pueden usarse para establecer la seguridad de masas y equipos de dimensiones mayores que las que justificaría una extrapolación prudente de los date» experimentales disponibles. En la memoria se describen algunos de los métodos de cálculo que con ese fin se usan en la United Nuclear Corporation. Se analizan tanto las técnicas manuales simples como las que se basan en el empleo de calculadoras electrónicas para los sistemas formados por aleaciones de uranio muy enriquecido y agua, los cilindros envueltos de venenos nucleares, las láminas de venenos nucleares en tanques de geometría peligrosa y la seguridad de los conjuntos de materiales de uranio no moderados, y se presentan algunos datos de utilidad general obtenidos con esas técnicas. Se establece una comparación entre los métodos de cálculo y los datos experimentales y se exponen las suposiciones de que se parte al aplicar dichos métodos a las tareas encaminadas a impedir la criticidad. (author)Abstract (Russian)
Jekonomicheskaja storona tehnologicheskih processov po pererabotke jadernogo topliva, soprjazhennyh s bol'shim kolichestvom rasshhepljajushhihsja materialov, mozhet byt' znachitel'no uluchshena blagodarja ispol'zovaniju podrobnyh metodov rascheta fiziki reaktorov s cel'ju ustanovlenija parametrov processov, obespechivajushhih bezopasnost' s tochki zrenija kritichnosti. Jeti metody rascheta javljajutsja rasprostraneniem dannyh kriticheskih jeksperimentov na sistemy, neposredstvenno neohvatyvaemye jetimi dannymi, i oni mogut sluzhit' dlja ustanovlenija predelov, obespechivajushhih bezopasnost' bolee znachitel'nyh mass materialov pri bol'shih razmerah tehnologicheskogo oborudovanija, chem jeto mozhno bylo by opravdat' na osnovanii tshhatel'no rasschitannoj jekstrapoljacii imejushhihsja jeksperimental'nyh dannyh. Daetsja opisanie nekotoryh vychislitel'nyh metodov, primenjaemyh s jetoj cel'ju kompaniej ''Junajted n'juklear korporejshn''. Obsuzhdajutsja prostye priemy raschetov vruchnuju i metody raschetov na schetno-reshajushhih ustrojstvah otnositel'no vodjanyh sistem s vysokoobogashhennym uranom, cilindrov s obolochkoj iz poglotitelja, fiksirovannyh poglotitel'nyh plastin v emkostjah nebezopasnoj geometrii i bezopasnosti celogo rjada uranovyh materialov bez zamedlitelja,i soobshhajutsja poluchennye s pomoshh'ju jetih metodov obshhepoleznye dannye. Dannye, poluchennye jetimi metodami sravnivajutsja s jeksperimental'nymi dannymi, a takzhe obsuzhdajutsja gipotezy, prinjatye pri primenenii jetih metodov k problemam obespechenija bezopasnosti s tochki zrenija kritichnosti. (author)Additional details
Additional titles
- Original title (English)
- Application des Methodes de Calcul Utilisees en Physique des Reacteurs au Controle de Criticite d'un Systeme a Securite Non Inherente dans les Installations de Traitement des Combustibles; Primenenie metodov rascheta fiziki reaktorov k kontrolyu nad kritichnost'yu nebezopasnykh sistem na ustanovkakh po pererabotke yadernogo topliva; Aplicacion de Metodos de Calculo de Fisica de Reactores al Control de la Criticidad de Sistemas No Inherentemente Seguros en las Plantas de Tratamiento de Combustible
Publishing Information
- Publisher
- IAEA
- Imprint Place
- Vienna (International Atomic Energy Agency (IAEA))
- Imprint Title
- Nuclear Materials Management. Proceedings of the Symposium on Nuclear Materials Management
- Imprint Pagination
- 905 p.
- Series
- Proceedings Series
- Journal Page Range
- p. 499-514
- ISSN
- 0074-1884
Conference
- Title
- Symposium on Nuclear Materials Management
- Dates
- 30 Aug - 3 Sep 1965
- Place
- Vienna (Austria)
INIS
- Country of Publication
- International Atomic Energy Agency (IAEA)
- Country of Input or Organization
- International Atomic Energy Agency (IAEA)
- INIS RN
- 44082323
- Subject category
- S11: NUCLEAR FUEL CYCLE AND FUEL MATERIALS;
- Resource subtype / Literary indicator
- Conference
- Descriptors DEI
- CALCULATION METHODS; CONTROL; CRITICALITY; EXTRAPOLATION; FISSIONABLE MATERIALS; HIGHLY ENRICHED URANIUM; NUCLEAR FUELS; NUCLEAR MATERIALS MANAGEMENT; PROCESSING; REACTOR PHYSICS; SAFETY; URANIUM ALLOYS
- Descriptors DEC
- ACTINIDE ALLOYS; ACTINIDES; ALLOYS; ELEMENTS; ENERGY SOURCES; ENRICHED URANIUM; FUELS; ISOTOPE ENRICHED MATERIALS; MANAGEMENT; MATERIALS; MATHEMATICAL SOLUTIONS; METALS; NUMERICAL SOLUTION; PHYSICS; REACTOR MATERIALS; URANIUM
Optional Information
- Notes
- 18 refs., 4 figs., 4 tabs.
- Secondary number(s)
- IAEA-SM--67/43