检索结果-南通市图书馆

原子能科学技术 1993年第5期27卷 422-425页

作者：郝老迷谢晖中国原子能科学研究院堆工所北京102413

四种事件可导致堆芯冷却剂流量下降。计算了这四种事件发生后堆芯内DNBR的分布,并从中找出最小DNBR。结果表明,冷却剂泵轴卡死事件的最小DNBR为最低,堆芯中部分燃料元件的最小DNBR低于限定值1.3。

关键词：堆芯冷却剂流量热流密度 DNBR

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SCWR堆芯和主要系统方案研究及初步分析

原子能科学技术 2013年第11期47卷 2085-2091页

作者：李虹波杨珏程旭单建强曹良志刘晓晶中科华核电技术研究院广东深圳518026 上海交通大学上海200240 西安交通大学陕西西安710049

本文提出一种新的超临界水堆(SCWR)技术方案,包括双排棒正方形闭式燃料组件、压力容器式低泄漏堆芯、非能动安全系统、反应堆控制系统、滑压启动方案和蒸汽循环系统等。开展了堆芯物理热工耦合计算分析、子通道热工水力分析、典型事故... 详细信息

本文提出一种新的超临界水堆(SCWR)技术方案,包括双排棒正方形闭式燃料组件、压力容器式低泄漏堆芯、非能动安全系统、反应堆控制系统、滑压启动方案和蒸汽循环系统等。开展了堆芯物理热工耦合计算分析、子通道热工水力分析、典型事故分析、控制系统分析、系统稳定性分析、启动过程分析。计算结果表明,提出的SCWR方案满足设计准则要求,是一种合理可行的SCWR技术方案。

关键词：超临界水堆堆芯非能动安全系统反应堆控制系统滑压启动

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日再次推迟福岛事故机组堆芯燃料碎片回取

国外核新闻 2024年第9期 21-21页

作者：王兴春伍浩松中核战略规划研究总院

【日本《朝日新闻》网站2024年8月22日报道】2024年8月22日,日本东京电力公司(TEPCO)宣布,再次推迟从福岛第一核电厂事故机组回取燃料碎片,原因是发现设备安装错误。这是东电第四次宣布推迟实施这一工作。新的启动日期尚未确定。当天清... 详细信息

【日本《朝日新闻》网站2024年8月22日报道】2024年8月22日,日本东京电力公司(TEPCO)宣布,再次推迟从福岛第一核电厂事故机组回取燃料碎片,原因是发现设备安装错误。这是东电第四次宣布推迟实施这一工作。新的启动日期尚未确定。当天清晨7时30分左右,东电按计划启动从2号机组堆芯回取燃料碎片的示范工作。然而,在发现设备安装错误后,东电中止了操作。东电此前计划花费2周时间从2号机组堆芯回取约3克燃料碎片。

关键词：《朝日新闻》安装错误福岛事故碎片堆芯推迟

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CPWR640堆芯核设计

核动力工程 1999年第4期20卷 294-300页

作者：李冬生中国核动力研究设计院

中国６００ＭＷ核电机组ＣＰＷＲ６４０先进反应堆的特点是采用先进燃料组件、低功率密度堆芯、长循环低泄漏燃料管理方式，由钆可燃毒物补偿堆芯后备反应性。本文介绍了ＣＰＷＲ６４０反应堆的核设计准则、堆芯特性与主要参数，并给出... 详细信息

中国６００ＭＷ核电机组ＣＰＷＲ６４０先进反应堆的特点是采用先进燃料组件、低功率密度堆芯、长循环低泄漏燃料管理方式，由钆可燃毒物补偿堆芯后备反应性。本文介绍了ＣＰＷＲ６４０反应堆的核设计准则、堆芯特性与主要参数，并给出了堆芯核设计的主要计算机程序、计算结果及分析。

关键词：燃料管理反应性停堆裕量堆芯压水堆

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环径比接近2的托卡马克堆芯等离子体特征

核聚变与等离子体物理 2003年第3期23卷 129-135页

作者：石秉仁核工业西南物理研究院成都610041

初步研究了环径比接近2的托卡马克堆芯等离子体的基本特征。这类位形具有非常好的使磁流体稳定的特性,可以基本排除等离子体破裂不稳定性。从H模约束要求和氘氚燃烧实验出发,讨论了相关的基本问题:比压极限和密度极限、基本等离子体参... 详细信息

初步研究了环径比接近2的托卡马克堆芯等离子体的基本特征。这类位形具有非常好的使磁流体稳定的特性,可以基本排除等离子体破裂不稳定性。从H模约束要求和氘氚燃烧实验出发,讨论了相关的基本问题:比压极限和密度极限、基本等离子体参数间的调整、氘氚自持燃烧条件等。参数选取的基本依据是ITER和ITER FEAT的设计经验。

关键词：环径比 H-模约束定标氘氚燃挠托卡马克装置聚变堆堆芯等离子体特征平衡位形

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聚变堆包层流动锂液帘与堆芯兼容性评估

核聚变与等离子体物理 2003年第3期23卷 170-175页

作者：邓柏权黄锦华彭利林严建成核工业西南物理研究院成都610041

运用零维模型分析了液态锂作为包层流动液帘与堆芯等离子体的兼容性,得到了液态锂工作温度对堆芯有效平均等离子体电荷Zeff、燃料稀释以及聚变功率之间的关系。结果表明在正常工作情况下,液态锂的蒸发对Zeff的影响不是很严重,但对燃料... 详细信息

运用零维模型分析了液态锂作为包层流动液帘与堆芯等离子体的兼容性,得到了液态锂工作温度对堆芯有效平均等离子体电荷Zeff、燃料稀释以及聚变功率之间的关系。结果表明在正常工作情况下,液态锂的蒸发对Zeff的影响不是很严重,但对燃料稀释和聚变功率的影响却较为敏感。在具有较高功率密度的反剪切位形聚变实验增殖堆FEB E设计方案Ⅱ的条件下,计算了液态锂的流速与它表面最大温升的关系,结果表明,即便对0.5m·s-1的低速流动液态锂,其蒸发对聚变等离子体的影响甚微。最后对氢同位素饱和状态下液态锂包层表面的溅射作了初步的讨论。

关键词：聚变堆包层流动锂液帘堆芯兼容性评估零维模型液态锂有效平均等离子体电荷

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多循环堆芯燃料管理优化方法

清华大学学报（自然科学版） 1998年第10期38卷 47-50页

作者：周全钟文发徐小琳清华大学核能技术设计研究院

为了更有效地提高核燃料的利用率，降低核反应堆的运行成本，不仅要研究单循环堆芯燃料管理优化问题，还必须研究多循环优化问题。在回顾现有单循环优化方法的基础上，叙述了一种处理多循环优化问题的方法。利用分步决策的优化策略，多... 详细信息

为了更有效地提高核燃料的利用率，降低核反应堆的运行成本，不仅要研究单循环堆芯燃料管理优化问题，还必须研究多循环优化问题。在回顾现有单循环优化方法的基础上，叙述了一种处理多循环优化问题的方法。利用分步决策的优化策略，多循环优化可以分解为一个两步优化问题。第一步简化多循环优化，使用简化的反应堆物理模型对连续多个循环进行计算，获得每个单循环的优化目标。第二步按照第一步得到的目标进行单循环优化，最终得到各循环最优的组件布置。该方法可以达到延长循环工作期，提高卸料燃耗深度，降低功率峰因子等优化目标。

关键词：反应堆燃料管理循环优化堆芯

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大亚湾核电站18个月换料堆芯热工水力设计

核动力工程 2002年第5期23卷 29-31,57页

作者：刘昌文周洲中国核动力研究设计院成都610041 广东核电合营有限公司深圳518124

大亚湾核电站从第九循环开始由年换料向18个月换料转换,使得原堆芯热工水力设计不再适用。18个月换料的热工水力设计采用法马通新开发的临界热流密度(CHF)关系式——FC关系式,并用全统计法代替原来的确定论方法确定DNBR设计限值。由于... 详细信息

大亚湾核电站从第九循环开始由年换料向18个月换料转换,使得原堆芯热工水力设计不再适用。18个月换料的热工水力设计采用法马通新开发的临界热流密度(CHF)关系式——FC关系式,并用全统计法代替原来的确定论方法确定DNBR设计限值。由于在过渡循环中AFA 2G和AFA 3G燃料组件混装,使混合堆芯的最小DNBR小于均匀堆芯的最小DNBR,本文确定了一个包络的混合堆芯DNBR亏损规律。并在此基础上得到了过渡循环和平衡循环的堆芯物理限值线,以及新的超温ΔT超功率ΔT保护定值。

关键词：大亚湾核电站换料时间堆芯热工水力设计 DNBR 全统计法堆芯物理限值超温ΔT 超功率ΔT

反应堆堆芯中子-温度测量探测器研制改进及试验验证

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核动力工程 2021年第2期42卷 105-109页

作者：马晓宇邓涛中国核工业集团有限公司北京100045

反应堆堆芯中子-温度测量探测器组件是集成了铑自给能中子探测器与热电偶温度计的一体化探测器。该组件可同时测量堆芯中子注量率和燃料组件出口温度。本文重点介绍了堆芯中子-温度测量探测器组件研制过程中的设计方案,针对假想事故条... 详细信息

反应堆堆芯中子-温度测量探测器组件是集成了铑自给能中子探测器与热电偶温度计的一体化探测器。该组件可同时测量堆芯中子注量率和燃料组件出口温度。本文重点介绍了堆芯中子-温度测量探测器组件研制过程中的设计方案,针对假想事故条件下可能出现的短路风险,提出优化结构和加工工艺的改进方案,并通过试验验证了方案的有效性,无限振动试验、拉力、热老化和辐照老化等试验结果表明探测器电气连续性能正常,绝缘电阻大于1 G?。设计和工艺改进方案满足探测器技术规格书的要求。

关键词：堆芯中子温度探测器改进

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铀氢锆堆栅距对堆芯物理性能的影响

核动力工程 1998年第5期19卷 398-400页

作者：沈锡荣中国核动力研究设计院

使用铀氢锆堆（即脉冲堆）物理计算程序包ＰＲＰＳ，首先计算了栅距对有效增殖因子的影响、栅距与堆芯温度系数的关系，然后计算了由中国核动力研究设计院设计建造的我国第一座铀氢锆反应堆的冷却剂温度系数、燃料温度系数和等温温度... 详细信息

使用铀氢锆堆（即脉冲堆）物理计算程序包ＰＲＰＳ，首先计算了栅距对有效增殖因子的影响、栅距与堆芯温度系数的关系，然后计算了由中国核动力研究设计院设计建造的我国第一座铀氢锆反应堆的冷却剂温度系数、燃料温度系数和等温温度系数，并且与实验值进行了比较，结果表明两者符合得相当好。

关键词：铀氢锆堆栅距冷却剂脉冲堆堆芯物理性能