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MOX燃料组件装入现役M310堆芯对堆芯核设计的影响研究

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原子能科学技术 2015年第9期49卷 1629-1636页

作者：刘晓黎宫宇中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室四川成都610041 环境保护部核与辐射安全中心北京100082

国际上的MOX燃料技术目前已较为成熟,且已有在压水堆中运行的工程经验。本文对MOX燃料组件的中子学性能进行了分析,对其在我国现役M310堆芯应用的可行性进行了研究,得到了M310堆芯由全部使用UO2燃料组件向使用30%的MOX燃料组件过渡的堆... 详细信息

国际上的MOX燃料技术目前已较为成熟,且已有在压水堆中运行的工程经验。本文对MOX燃料组件的中子学性能进行了分析,对其在我国现役M310堆芯应用的可行性进行了研究,得到了M310堆芯由全部使用UO2燃料组件向使用30%的MOX燃料组件过渡的堆芯燃料管理方案,并对使用MOX燃料组件的堆芯的部分中子学参数进行了初步分析。结果表明:使用30%的MOX燃料组件的堆芯可达到与全UO2堆芯相当的循环长度;堆芯反应性控制能力可满足要求;慢化剂温度系数、Doppler温度系数、Doppler功率系数、氙和钐的动态特性均趋向使堆芯运行更加安全和稳定。本文的研究结果可为MOX燃料在M310堆芯中应用的进一步研究提供参考。

关键词： MOX燃料 M310堆芯核设计

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CEFR首炉堆芯核设计计算不确定度分析

原子能科学技术 2019年第2期53卷 200-208页

作者：张坚喻宏胡赟徐李中国原子能科学研究院反应堆工程技术研究部北京102413

在中国实验快堆(CEFR)设计阶段,堆芯计算不确定度分析主要是基于在俄罗斯开展的零功率模拟实验获得的,相关不确定度的理论分析评价工作存在不足。本文采用统计抽样方法、确定论微扰方法及直接扰动方法,通过对不确定度来源进行计算分析,... 详细信息

在中国实验快堆(CEFR)设计阶段,堆芯计算不确定度分析主要是基于在俄罗斯开展的零功率模拟实验获得的,相关不确定度的理论分析评价工作存在不足。本文采用统计抽样方法、确定论微扰方法及直接扰动方法,通过对不确定度来源进行计算分析,给出了堆芯核设计计算的主要结果参数,包括k_(eff)、控制棒价值、钠空泡效应及功率分布的不确定度定量评价。通过CEFR的分析工作,建立了核设计不确定度评价的方法流程,为后续中国示范快堆核设计的不确定度评价分析奠定了基础。

关键词：中国实验快堆核设计不确定度分析

COSINE软件包堆芯物理分析程序在AP1000堆芯核设计中的初步应用及分析

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原子能科学技术 2013年第B12期47卷 499-502页

作者：王常辉胡啸宇刘占权王苏全国萍许花余慧陈义学沈峰国家核电技术有限公司北京软件技术中心北京100029

堆芯物理分析计算程序CORE是COSINE项目的一部分,主要用于反应堆堆芯的核设计计算。本文以AP1000反应堆为例,应用CORE程序对该型反应堆进行了初步的核设计计算,计算内容包括燃耗计算、功率分布计算、硼降曲线、价值计算等。计算结果表明... 详细信息

堆芯物理分析计算程序CORE是COSINE项目的一部分,主要用于反应堆堆芯的核设计计算。本文以AP1000反应堆为例,应用CORE程序对该型反应堆进行了初步的核设计计算,计算内容包括燃耗计算、功率分布计算、硼降曲线、价值计算等。计算结果表明,CORE程序基本达到了工程精度的要求。

关键词： CORE AP1000 核设计

基于MCNP程序的海洋核动力平台堆芯核设计校核计算研究

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核安全 2022年第1期21卷 36-41页

作者：杨文姚世卫邰云邱金荣巢飞李兴武汉第二船舶设计研究所武汉430046

海洋核动力平台是小型核反应堆与船舶工程技术的有机结合,具有机动性好、一次性装料运行周期长、功率密度大、运行成本低、节能环保等特点。本文采用蒙特卡罗粒子输运程序(MCNP),建立海洋核动力平台反应堆堆芯几何模型,计算该反应堆首... 详细信息

海洋核动力平台是小型核反应堆与船舶工程技术的有机结合,具有机动性好、一次性装料运行周期长、功率密度大、运行成本低、节能环保等特点。本文采用蒙特卡罗粒子输运程序(MCNP),建立海洋核动力平台反应堆堆芯几何模型,计算该反应堆首循环初始装料冷态、常压下的堆芯反应性和控制棒价值,并与核设计计算结果进行对比。结果表明:MCNP程序适用于海洋核动力平台反应堆堆芯核设计校核计算,并可与核设计值互相验证。

关键词：海洋核动力平台核设计 MCNP程序反应性控制棒价值

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400 MW泳池式低温供热堆堆芯核设计

核技术 2021年第10期44卷 79-86页

作者：胡彬和刘兴民孙征柯国土中国原子能科学研究院北京102413

泳池式低温供热堆堆芯在深水池内,利用了深水静压力来提高堆芯出口温度,以满足供热系统需求。400 MW泳池式低温供热堆堆芯采用69盒组件堆芯核设计方案,该方案的特点是:采用截短型压水堆燃料组件、低功率密度堆芯、长周期循环长度、无硼... 详细信息

泳池式低温供热堆堆芯在深水池内,利用了深水静压力来提高堆芯出口温度,以满足供热系统需求。400 MW泳池式低温供热堆堆芯采用69盒组件堆芯核设计方案,该方案的特点是:采用截短型压水堆燃料组件、低功率密度堆芯、长周期循环长度、无硼控反应性补偿机制、由载钆燃料棒提供部分后备反应性。给出了堆芯核设计准则,对装载方案进行了优化设计,对各循环进行了提棒顺序搜索和燃耗计算,对各循环的重要物理参数进行了分析。研究结果表明:69盒组件堆芯方案满足相关的核设计准则,具有良好的经济性和安全性。

关键词：池式低温供热堆核设计提棒顺序

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池式低温供热堆整体换料式方案核设计

科技资讯 2022年第20期20卷 44-47页

作者：巫腾飞中国原子能科学研究院核工程设计研究所北京102413

针对核能供热的具体要求,运用深水池供热堆的创新技术,通过将堆芯置于常压深水池内,合理提高堆芯出口饱和温度,使反应堆系统及设备与加压反应堆相比进行根本性的简化,从而设计出既安全可靠、经济实用又便于运行管理的低温核供热站。其... 详细信息

针对核能供热的具体要求,运用深水池供热堆的创新技术,通过将堆芯置于常压深水池内,合理提高堆芯出口饱和温度,使反应堆系统及设备与加压反应堆相比进行根本性的简化,从而设计出既安全可靠、经济实用又便于运行管理的低温核供热站。其特点是采用整体换料方式,使用国产化的CF-3S燃料组件,低功率密度堆芯,短循环长度,不采用调硼反应性补偿机制,仅由载钆燃料棒提供后备反应性。相关研究和计算表明,初步核设计满足相关的核设计准则,达到了供暖规定的循环长度要求和预期较高的平均卸料燃耗深度,具有较好的经济性和安全性。

关键词：池式低温供热堆核设计整体换料无硼

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基于距离量度的边际核设计及应用

计算机工程与设计 2007年第14期28卷 3501-3503,3507页

作者：黄正华王士同江南大学信息学院江苏无锡214122

很多情况下,研究者掌握了一些分类数据的生成信息,这些信息能够为核函数提供有价值的分类特征。已有大量结合生成模型构造核函数的研究,边际核是其中较新的研究成果。以边际核理论为基础,在边际核特征空间中引入特征向量之间的距离作为... 详细信息

很多情况下,研究者掌握了一些分类数据的生成信息,这些信息能够为核函数提供有价值的分类特征。已有大量结合生成模型构造核函数的研究,边际核是其中较新的研究成果。以边际核理论为基础,在边际核特征空间中引入特征向量之间的距离作为相似性的量度,构造了基于距离量度的边际核函数。随后将它和原边际核均应用于具体的(旋转酶B亚单位)氨基酸序列分类实验中,实验结果表明:基于距离量度的边际核拥有比原边际核更佳的识别效率,且也具备一定的推广能力。

关键词：核设计边际核核特征空间生物序列分类隐马尔可夫模型欧氏距离

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基于包覆燃料的气冷快堆堆芯核设计

现代应用物理 2021年第1期12卷 66-71页

作者：周梦飞刘国明霍小东中国核电工程有限公司北京100840

针对包覆颗粒弥散体核燃料用于气冷快堆时存在的燃料装载量低和能谱软化问题,本文提出了一种使用双层包覆颗粒、以ZrSi 2为基体材料的新型弥散体燃料模型,给出了棒状和块状的气冷快堆堆芯布置方案,并用蒙特卡罗程序模拟计算了堆芯中子... 详细信息

针对包覆颗粒弥散体核燃料用于气冷快堆时存在的燃料装载量低和能谱软化问题,本文提出了一种使用双层包覆颗粒、以ZrSi 2为基体材料的新型弥散体燃料模型,给出了棒状和块状的气冷快堆堆芯布置方案,并用蒙特卡罗程序模拟计算了堆芯中子学参数。计算结果表明:堆芯的能谱未见明显软化,满足气冷快堆的能谱要求,验证了新型弥散体燃料在气冷快堆中的适用性;堆芯具有充足的剩余反应性和安全裕度,通过调节控制组件,可以安全地启动、运行和停堆,堆芯燃料可以达到较高的燃耗深度,验证了堆芯设计方案的合理性。

关键词：双层包覆颗粒气冷快堆核设计棒状包覆燃料块状包覆燃料

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全数字三相晶闸管触发器IP软核设计

单片机与嵌入式系统应用 2007年第4期7卷 71-73页

作者：施彦陈祝明电子科技大学

IP(Intellectual Property)就是常说的知识产权.美国Dataquest咨询公司将半导体产业的IP定义为用于ASIC、ASSP和PLD等当中,并且是预先设计好的电路模块.

关键词：核设计晶闸管触发器 VHDL硬件描述语言全数字模块化设计方法半导体工艺 EDA软件三相