典型文献
乏燃料后处理厂核材料衡算仿真
文献摘要：
为优化乏燃料后处理设施的核材料衡算,寻找核材料衡算不平衡差(MUF)的主要因素,采用基于数值模拟的系统仿真方法,以核材料衡算视角构建乏燃料后处理设施核材料衡算仿真模型.改变模型工艺参数仿真不同规模的后处理设施中各环节核材料的流通量,然后以正态分布随机变量模拟各铀钚衡算测量点的随机误差,将这些带有随机特征的测量值叠加相应测量的系统误差作为核材料的仿真测量值.仿真计算结果表明,1AF中Pu、U含量测量的系统误差的方差分别占整体MUF方差的50％、40％以上,是主要误差来源.1AF的体积测量误差较小,占比MUF方差小于15％.废液中U和Pu含量很低,U和Pu含量测量的误差分别为10％和30％,对MUF方差影响不大,占比MUF方差分别小于3％和1％,废液的体积测量误差较小,占比MUF方差小于1％.U和Pu产品测量误差的方差占比MUF方差界于1AF和废液的测量之间,不是MUF误差的主要来源.
文献关键词：
乏燃料后处理;核材料衡算;核材料衡算不平衡差(MUF)
中图分类号：
作者姓名：
步立新;何丽霞;刘宏斌
作者机构：
中国原子能科学研究院,北京 102413
文献出处：
引用格式：
[1]步立新;何丽霞;刘宏斌-.乏燃料后处理厂核材料衡算仿真)[J].同位素,2022(05):390-398
A类：
1AF
B类：
乏燃料后处理厂,核材料衡算,处理设施,MUF,系统仿真,仿真方法,参数仿真,真不,不同规模,流通量,正态分布,随机变量,测量点,随机误差,随机特征,测量值,系统误差,仿真计算,Pu,误差来源,体积测量,测量误差,废液,产品测量
AB值：
0.217232
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