本发明涉及一种液态堆次临界反应性测量方法及获得液态堆临界状态方法。
背景技术：
1、液态堆反应性测量的一般方法为：借助堆外中子探测器测量信号，结合反应堆中子输运特性，逆向计算堆内中子的倍增因数，从而给出偏离临界的反应性状态。其中，在临界以上，中子持续翻倍增长，探测器中子计数率与堆内中子等比例增长，可以采用点堆模型的中子动态参数直接获取临界反应性状态。而在次临界下，链式核反应没有建立，堆内及堆外中子通量大小和分布受中子源位置、源强和能谱等影响，是一个涉及到在大型复杂堆舱结构内进行堆芯裂变源与固定源耦合中子输运的过程，存在非常严重的空间非线性和次临界非线性。因此，次临界反应性、尤其是深度次临界反应性也被公认为反应堆物理实验中难以准确测量的一个物理量。液态堆的次临界反应性测量的一般方法如下：
2、(1)源倍增法：源倍增法是通过反应堆系统中子倍增数，也即放大倍数来计算反应性。此种方法相当于点堆模型，忽略了液态堆的空间效应和源价值的变化，测量的误差较大。
3、(2)逆动态法：液态堆点堆方程是通过输入反应性求解中子通量的变化方程，而逆动态法则是通过对点堆方程积分和微分处理，从中子密度变化逆向获得堆芯反应性状态。它可以实时反馈反应性的变化，而不局限于稳态下的测量，因此在实际工程中得到广泛的应用。在次临界下，逆动态法的准确性严重依赖于外源价值的刻度准确性。而源项的刻度本身是一项比较复杂的试验，在不同次临界深度下具有不同的值。随着次临界度的加深，中子源价值随之显著变化，也即逆动态法难以推广到深度次临界。此外，逆动态法同样是基于点堆模型发展而来的，未考虑次临界下计数率增长的空间非线性问题，在测量准确性上仍有待提高。
4、(3)反应性测量空间修正方法：为了应对次临界下中子通量增幅的空间非线性问题，基于空间修正系数的源倍增法和逆动态法孕育而生。其主要是建立探测器计数率与堆芯中子密度、探测器源响应价值与中子源强在不同次临界深度下的空间传播响应系数。此种方法高度依赖理论计算，需要根据堆型特性准确掌握液态堆深度次临界下固定源中子输运规律。
5、综上所述，目前液态堆次临界反应性测量方法仍以点堆模型为基础，测量的准确性较差。熔盐堆作为一种高温液态堆，在燃料装卸、临界方式、中子输运特性、中子源和探测器布置方式上都与其他反应堆具有显著的区别；熔盐堆同时又是一个先进的、尚缺乏运行经验的堆型，其次临界反应性测量方面还缺少可靠的方法。
技术实现思路
1、为了解决现有技术中缺乏测试范围宽的、可靠的液态堆次临界反应性测量方法的问题，本发明提供了一种液态堆次临界反应性测量方法及获得液态堆临界状态方法。本发明的液态堆次临界反应性测量方法简单、准确、可靠且测试范围宽。基于该液态堆次临界反应性测量方法来获得液态堆临界状态，可以减少首次装料过程的时间，提高试验效率。
2、本发明采用以下技术方案解决上述技术问题：
3、本发明提供了一种液态堆次临界反应性测量方法，其包括以下步骤：
4、s1、获取mi-1、ni-1、mi和ni；其中，mi-1为第i-1批核燃料入堆后的堆内浓度，ni-1为第i-1批核燃料入堆后测量的中子计数率，mi为第i批核燃料入堆后的堆内浓度，ni为第i批核燃料入堆后测量的中子计数率；i为整数，i≥2；所述核燃料包括易裂变核素和溶解所述易裂变核素的载体；所述堆内浓度为易裂变核素的质量占核燃料总质量的质量百分比；
5、s2、根据式i确定第i批核燃料入堆后的堆内临界浓度mcri-i；
6、
7、s3、根据式ii确定ρi；其中，ρi为堆内浓度为mi时液态堆的次临界反应性；
8、
9、其中，λ为基于堆内浓度m的倒数和有效倍增因子keff的倒数进行线性拟合得到的线性系数。
10、其中，步骤s3中，所述线性拟合较佳地包括以下步骤：取系列数据点(m，keff)，其中，keff由m理论计算得到，根据式iii进行线性拟合得到线性系数λ和常数a；
11、
12、其中，所述理论计算优选为蒙特卡洛程序或确定论。
13、本发明中，所述易裂变核素可选自本领域常规采用的易裂变核素。
14、其中，所述易裂变核素较佳地包括u-235、u-233、pu-239和pu-241中的一种或多种。
15、其中，所述易裂变核素的来源较佳地包括天然铀、富集铀和超铀核素中的一种或多种。
16、在一具体实施方案中，所述易裂变核素为u-235。所述u-235的来源为富集铀，其中，u-235的质量百分比例如为19.75wt％，百分比为u-235的质量占富集铀的总质量的百分比。
17、本发明中，所述载体可选自本领域常规采用的载体。
18、本发明中，所述液态堆可为本领域常规的液态堆，较佳地为熔盐堆或水溶液堆。
19、其中，所述熔盐堆较佳地为热堆或快堆。
20、在一些具体的实施方案中，所述熔盐堆为热堆，所述热堆的反应堆堆芯中子能谱为热中子能谱。所述热堆较佳地还需要采用慢化剂。所述慢化剂较佳地包括石墨、氢化锆和铍中的一种或多种。所述热堆的载体较佳地包括flibe、flibezr、lif、fnabe和flinak中的一种或多种。
21、在一些具体的实施方案中，所述熔盐堆为快堆，所述快堆的反应堆堆芯中子能谱为快中子能谱。所述快堆的载体较佳地包括nacl、mgcl2和kcl中的一种或多种。
22、本发明还提供了一种获得液态堆临界状态的方法，其包括以下步骤：逐步提高液态堆的堆内浓度，采用如上所述的液态堆次临界反应性测量方法，测量不同堆内浓度时液态堆的次临界反应性，直至液态堆处于临界状态。
23、其中，所述逐步提高液态堆的堆内浓度的方式较佳地为逐步向堆内添加核燃料并混匀。其中，所述添加的方式较佳地为气压加料或胶囊加料。所述混匀的方式较佳地为倒料或泵驱动。
24、在一些优选的实施方案中，采用1/n加料原则逐步向堆内添加核燃料；所述1/n加料原则例如为1/2加料原则。较佳地，采用所述1/2加料原则向堆内添加核燃料时，δi为第i批核燃料的添加量；δ1为不大于理论装载量总量的1/2；δ2为不大于理论装载量总量的1/4；当i+1≥3时，δi+1使得(mi+1-mi)/(mcri-i-mi)≤1/2，其中，mcri-i根据式i得到。其中，所述理论装载量总量由理论计算得到；所述理论计算优选为蒙特卡洛方法或确定论方法。
25、在符合本领域常识的基础上，上述各优选条件，可任意组合，即得本发明各较佳实例。
26、本发明所用试剂和原料均市售可得。
27、本发明的积极进步效果在于：
28、本发明提供了一种液态堆次临界反应性测量方法，所述液态堆次临界反应性测量方法仅需要从实验中获得mi-1、ni-1、mi和ni，即可计算得到第i批核燃料入堆后的堆内临界浓度mcri-i，根据mcri-i和mi以及线性拟合得到的线性系数λ即可得到堆内浓度为mi时液态堆的次临界反应性ρi，所述液态堆次临界反应性测量方法简单、准确、可靠且测试范围宽。基于该液态堆次临界反应性测量方法来获得液态堆临界状态，可以减少首次装料过程的时间，提高试验效率。
1.一种液态堆次临界反应性测量方法，其特征在于，其包括以下步骤：
2.如权利要求1所述的液态堆次临界反应性测量方法，其特征在于，步骤s3中，所述线性拟合包括以下步骤：取系列数据点(m，keff)，其中，keff由m理论计算得到，根据式iii进行线性拟合得到线性系数λ和常数a；
3.如权利要求1所述的液态堆次临界反应性测量方法，其特征在于，所述易裂变核素包括u-235、u-233、pu-239或pu-241；
4.如权利要求1所述的液态堆次临界反应性测量方法，其特征在于，所述液态堆为熔盐堆或水溶液堆。
5.如权利要求4所述的液态堆次临界反应性测量方法，其特征在于，所述熔盐堆为热堆或快堆。
6.如权利要求5所述的液态堆次临界反应性测量方法，其特征在于，所述热堆的反应堆堆芯中子能谱为热中子能谱；其中，
7.如权利要求5所述的液态堆次临界反应性测量方法，其特征在于，所述快堆的反应堆堆芯中子能谱为快中子能谱；
8.一种获得液态堆临界状态的方法，其特征在于，其包括以下步骤：逐步提高液态堆的堆内浓度，采用如权利要求1-7中任一项所述的液态堆次临界反应性测量方法，测量不同堆内浓度时液态堆的次临界反应性，直至液态堆处于临界状态。
9.如权利要求8所述的获得液态堆临界状态的方法，其特征在于，所述逐步提高液态堆的堆内浓度的方式为逐步向堆内添加核燃料并混匀；其中，所述添加的方式较佳地为气压加料或胶囊加料；所述混匀的方式较佳地为倒料或泵驱动。
10.如权利要求9所述的获得液态堆临界状态的方法，其特征在于，采用1/n加料原则逐步向堆内添加核燃料；所述1/n加料原则例如为1/2加料原则；
