百万千瓦级环形MOX燃料堆芯设计 被引量：7

1

作者 代启东 夏兆东 朱庆福 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第12期2205-2211,共7页

对环形UO2燃料及环形MOX燃料组件参数的计算方法进行了研究。设计了包含193盒环形UO2和MOX燃料组件的混合型长周期(18个月)堆芯方案。对设计的堆芯的重要物理参数进行了分析,并对各循环进行了燃耗计算。结果表明,装载约30%MOX组件的堆... 对环形UO2燃料及环形MOX燃料组件参数的计算方法进行了研究。设计了包含193盒环形UO2和MOX燃料组件的混合型长周期(18个月)堆芯方案。对设计的堆芯的重要物理参数进行了分析,并对各循环进行了燃耗计算。结果表明,装载约30%MOX组件的堆芯可在百万千瓦功率下实现长周期换料。堆芯从初装载可安全过渡到平衡循环,各循环的重要物理参数均满足设计要求,说明设计的堆芯及燃料管理方案是安全可行的。 展开更多

关键词 环形燃料 MOX燃料 堆芯设计 燃料管理

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压水堆内钍-铀增殖循环研究——堆芯设计 被引量：3

2

作者 毕光文 司胜义 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第7期791-798,共8页

在全UOX(铀氧化物)堆芯平衡循环的基础上,研究了UOX/PuThOX(钚钍混合氧化物)混合堆芯和UOX/U3ThOX(工业级233 U-钍混合氧化物)混合堆芯的燃料管理方案设计,实现了钍-铀增殖循环。U3ThOX燃料组件在堆内停留6个燃料循环,平均循环长度较参... 在全UOX(铀氧化物)堆芯平衡循环的基础上,研究了UOX/PuThOX(钚钍混合氧化物)混合堆芯和UOX/U3ThOX(工业级233 U-钍混合氧化物)混合堆芯的燃料管理方案设计,实现了钍-铀增殖循环。U3ThOX燃料组件在堆内停留6个燃料循环,平均循环长度较参考的全UOX堆芯增加5EFPD;U3ThOX燃料组件卸料后冷却1年时易裂变核素存量较装料时增加了7%。为比较分析,设计了UOX/MOX(钚铀混合氧化物)混合堆芯的燃料管理方案。核特性分析结果表明:1)装载PuThOX燃料对堆芯核特性产生的影响与装载MOX燃料类似,硼微分价值和控制棒价值减小、临界硼浓度变大、慢化剂温度系数更负、停堆裕量减小、多普勒亏损更大;2)UOX/U3ThOX混合堆芯和参考的全UOX堆芯具备相似的核特性。 展开更多

关键词 钍-铀燃料循环 增殖循环 压水堆 堆芯设计

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混合能谱超临界水堆堆芯设计分析 被引量：4

3

作者 程旭 刘晓晶 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2009年第1期43-49,共7页

提出了一种新型的超临界水堆概念设计:混合能谱超临界水堆,它包括慢谱区和快谱区两部分。其慢谱区燃料组件采用双排燃料组件,快谱区采用简单的正方形栅元燃料组件。慢谱区与快谱区的燃料组件都采用同向流动方式来简化堆芯设计。慢谱区... 提出了一种新型的超临界水堆概念设计:混合能谱超临界水堆,它包括慢谱区和快谱区两部分。其慢谱区燃料组件采用双排燃料组件,快谱区采用简单的正方形栅元燃料组件。慢谱区与快谱区的燃料组件都采用同向流动方式来简化堆芯设计。慢谱区的冷却剂出口温度远低于整个堆芯的出口温度,这大大降低了慢谱区包壳的温度峰值。此外,由于快谱区冷却剂密度很小,流速很高,故可采用较大的栅元结构,这有效地降低了包壳周向局部传热不均匀性。所以混合堆在充分继承慢谱、快谱堆芯优点的基础上,弥补两者的不足。 展开更多

关键词 超临界水堆 堆芯设计 混合中子能谱 同向流动模式

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用于磁流体发电的超高温反应堆堆芯设计 被引量：1

4

作者 安伟健 宋健 +3 位作者 解家春 胡古 赵守智 孙征 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第12期2212-2216,共5页

本文对磁流体反应堆的堆芯方案进行了探索,对石墨基体燃料和金属陶瓷燃料进行了比较,选择了金属陶瓷燃料进行磁流体反应堆的设计,给出了堆芯方案及堆芯物理、热工计算结果,并对发射掉落事故进行了计算和分析。计算结果可满足设计要求。

关键词 磁流体发电 超高温反应堆 金属陶瓷燃料 堆芯设计

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无铍钍基熔盐堆堆芯设计与安全研究 被引量：1

5

作者 陈其昌 司胜义 +1 位作者 赵金坤 卑华 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第7期1252-1259,共8页

为解决传统熔盐堆在核燃料增殖、安全性等方面的不足,提出了采用氧化铍慢化剂、无铍(BeF2)燃料熔盐的新型钍基熔盐堆(TMSR)堆芯设计。在此基础上,利用多物理计算程序开展了TMSR稳态及瞬态初步安全特性分析。通过对反应堆启动、熔盐泵超... 为解决传统熔盐堆在核燃料增殖、安全性等方面的不足,提出了采用氧化铍慢化剂、无铍(BeF2)燃料熔盐的新型钍基熔盐堆(TMSR)堆芯设计。在此基础上,利用多物理计算程序开展了TMSR稳态及瞬态初步安全特性分析。通过对反应堆启动、熔盐泵超速及降速、丧失热阱等典型瞬态的计算,分析了各种工况下堆芯功率与温度的变化情况。结果表明,在各种运行瞬态及事故情况下,新型的TMSR设计具有良好的安全特性。 展开更多

关键词 钍基熔盐堆 堆芯设计 安全分析

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小型氦氙冷却移动式反应堆堆芯设计优化分析

6

作者 刘欣悦 管超然 +3 位作者 邓蛟龙 柴翔 何东豪 刘晓晶 《强激光与粒子束》 CAS CSCD 北大核心 2023年第11期132-140,共9页

小型移动式核反应堆电源能为偏远地区、事故应急等场景提供所需的电能和热能,而堆芯的轻量化和小型化是小型移动式核反应堆电源的设计重点。由此,基于前期概念设计,本研究提出了一个高可靠、长寿命的小型氦氙冷却固体核反应堆堆芯设计... 小型移动式核反应堆电源能为偏远地区、事故应急等场景提供所需的电能和热能,而堆芯的轻量化和小型化是小型移动式核反应堆电源的设计重点。由此,基于前期概念设计,本研究提出了一个高可靠、长寿命的小型氦氙冷却固体核反应堆堆芯设计及其反应性控制方案。首先,在综合考虑反应堆寿命以及热工安全设计等限制条件的基础上,使用蒙特卡罗程序OpenMC进行了堆芯几何优化分析,得到了堆芯质量最小化的设计方案。其次,分析了含可燃毒物的布置优化方案,通过在堆芯靠近反射层附近的燃料棒中添加2%质量分数的可燃毒物Gd2O3,寿期初径向功率峰因子从2.22降低至1.43。最后,基于分层分块滑移反射层的反应性与功率控制方法,提出了反应性线性控制方案,该方案还可以保证事故情况下的反应堆安全。相关结果可为小型移动式核反应堆电源的堆芯设计及反应性控制提供参考。 展开更多

关键词 氦氙冷却反应堆 堆芯设计优化 滑移反射层 功率展平 反应性控制

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整个堆芯都采用MOX燃料的大间ABWR的堆芯设计

7

作者 李韡 《国外核新闻》 2000年第1期13-16,共4页

关键词 ABWR 堆芯设计 MOX燃料 安全评价 核反应堆

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“玲龙一号”小堆堆芯与安全设计

8

作者 宋丹戎 曾畅 +4 位作者 秦冬 党高健 张斌 鲜麟 向宏志 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2024年第5期973-979,共7页

“玲龙一号”(ACP100)作为一款多用途小型模块化反应堆,是我国核电技术自主研发的标志性成果。“玲龙一号”在研发过程、堆芯和安全设计中的关键技术,主要涵盖堆芯核设计、热工水力设计、安全设计理念、固有安全设计、事故应对策略等,... “玲龙一号”(ACP100)作为一款多用途小型模块化反应堆,是我国核电技术自主研发的标志性成果。“玲龙一号”在研发过程、堆芯和安全设计中的关键技术,主要涵盖堆芯核设计、热工水力设计、安全设计理念、固有安全设计、事故应对策略等,通过引入“全非能动”的安全设计理念,同时融合确定论与概率论的分析方法,大幅提升了“玲龙一号”的安全性,全面满足并超越了三代核电安全标准。 展开更多

关键词 “玲龙一号” 小型模块化反应堆 堆芯设计 安全设计

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小型氟盐冷却高温堆燃料元件三维热工流体设计研究

9

作者 丁铜伟 张大林 陈硕 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第3期588-596,共9页

堆芯内燃料元件最热通道的流动传热特性是反应堆热工设计及安全分析的重要研究对象。针对固有安全一体化小型氟盐冷却高温堆FuSTAR堆芯方案的热工水力设计,本文开展适用于FuSTAR 4种堆芯设计方案的最热通道热工水力特性的三维数值分析... 堆芯内燃料元件最热通道的流动传热特性是反应堆热工设计及安全分析的重要研究对象。针对固有安全一体化小型氟盐冷却高温堆FuSTAR堆芯方案的热工水力设计,本文开展适用于FuSTAR 4种堆芯设计方案的最热通道热工水力特性的三维数值分析。基于候选的堆芯设计方案,将物理计算得到的最热元件线功率分布作为最热通道热工计算能量源项,先后进行温度-热点和速度-压降对比分析。温度-热点对比分析计算结果表明,4种堆芯设计方案热点温度均在温度限值以下,HCF_TRISOC方案热点温度最低,芯块及包壳内、外温差最小、温度分布最均匀,因此具有较好的传热特性,有利于减小热应力。速度-压降对比分析结果表明,HCF_UZr方案具有最大的横流强度和最小的压降,有利于强化换热和节省泵功率。综合上述分析结果,HCF_TRISOC方案具有最优的传热及安全特性,拟选作FuSTAR的燃料元件方案。本文研究结果可为FuSTAR堆芯设计及堆芯方案的选择提供参考依据,为堆芯的进一步优化提供指导。 展开更多

关键词 小型氟盐冷却高温堆 堆芯设计 热通道 螺旋十字燃料

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一体化快堆的物理特性与设计逻辑

10

作者 霍兴凯 宋英韵 +2 位作者 莫不 冯伟 胡赟 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期61-70,共10页

为实现高效的核燃料循环,充分利用铀资源,一体化快堆采用金属燃料及与之配套的干法后处理和新燃料制造。金属燃料能谱硬,有利于提高增殖比和燃耗深度,为降低乏燃料量提供了必要条件。能谱越硬则辐照损伤截面越高,因此包壳辐照损伤成为... 为实现高效的核燃料循环,充分利用铀资源,一体化快堆采用金属燃料及与之配套的干法后处理和新燃料制造。金属燃料能谱硬,有利于提高增殖比和燃耗深度,为降低乏燃料量提供了必要条件。能谱越硬则辐照损伤截面越高,因此包壳辐照损伤成为一体化快堆燃耗深度的限制因素。较高的内增殖使燃耗反应性降低,无需添加过多的剩余反应性,可大幅减少控制棒数量,对安全性和经济性均有提高。金属燃料还因其膨胀率高、导热性好带来固有安全性上的显著提升。尽管较硬的能谱一般会带来较大的正钠空泡效应,但其他固有安全特征可在事故初期提供足够的负反馈,避免燃料及冷却剂过热发展出钠空泡效应。一体化快堆为安全高效地利用核能提供了一个理想的解决方案。 展开更多

关键词 金属燃料 一体化快堆 增殖 钠空泡反应性 堆芯设计

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CFR600堆芯热工水力设计程序初步研发 被引量：8

11

作者 周志伟 杨红义 +1 位作者 李淞 林超 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第1期56-63,共8页

针对快堆结构,自主开发了适用于CFR600快堆热工水力设计及优化的程序,并进行了相关测试验证。结果表明,该程序具备快堆全堆图形建模、精细化子通道自动划分、考虑组件间换热的热工水力分析以及流量自动分区优化等功能,可为后续自主知识... 针对快堆结构,自主开发了适用于CFR600快堆热工水力设计及优化的程序,并进行了相关测试验证。结果表明,该程序具备快堆全堆图形建模、精细化子通道自动划分、考虑组件间换热的热工水力分析以及流量自动分区优化等功能,可为后续自主知识产权的商业快堆技术研发提供支持。 展开更多

关键词 CFR600 快堆 堆芯设计 子通道分析 流量分区

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基于GDT的聚变裂变混合堆堆芯参数初步设计研究 被引量：3

12

作者 陈德鸿 杜红飞 +5 位作者 蒋洁琼 汪晖 王福琼 陈一平 吴宜灿 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2012年第1期63-67,共5页

基于Gas Dynamic Trap(GDT)装置的实验进展,提出了用于驱动聚变裂变混合堆包层的聚变堆芯参数设计。基于零维堆芯物理模型,计算分析给出了一套聚变功率为50MW的初步堆芯参数方案。利用GDT装置的实验结果对该物理模型进行计算对比校验,... 基于Gas Dynamic Trap(GDT)装置的实验进展,提出了用于驱动聚变裂变混合堆包层的聚变堆芯参数设计。基于零维堆芯物理模型,计算分析给出了一套聚变功率为50MW的初步堆芯参数方案。利用GDT装置的实验结果对该物理模型进行计算对比校验,显示该物理模型和设计参数的可靠性。 展开更多

关键词 Gas Dynamic Trap(GDT) 混合堆 堆芯设计 磁镜

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基于常规托卡马克的多功能聚变工程实验堆堆芯初步设计与分析 被引量：2

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作者 汪晖 陈德鸿 +4 位作者 段文学 蒋洁琼 侯雅巍 吴宜灿 FDS团队 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2013年第3期280-286,共7页

多功能聚变工程实验堆(FDS-MFX)是FDS团队提出的一个用于验证聚变和混合示范堆相关技术的概念,其可作为中国聚变工程实验堆(CFETR)的候选方案。其聚变堆芯首选常规托卡马克,其他选择还有球形托卡马克,磁镜等。本文依据FDS团队自主研发... 多功能聚变工程实验堆(FDS-MFX)是FDS团队提出的一个用于验证聚变和混合示范堆相关技术的概念,其可作为中国聚变工程实验堆(CFETR)的候选方案。其聚变堆芯首选常规托卡马克,其他选择还有球形托卡马克,磁镜等。本文依据FDS团队自主研发的聚变反应堆设计参数优化与经济性分析软件SYSCODE对基于常规托卡马克的FDS-MFX堆芯进行了设计与分析,给出一个基于ITER物理设计基础的堆芯初步设计方案,并用托卡马克模拟程序(TSC)进行了等离子体平衡计算和放电模拟,结果表明设计方案初步可行。 展开更多

关键词 聚变 混合堆 堆芯设计 等离子体物理 平衡模拟

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超高燃耗常规快堆堆芯物理概念设计 被引量：1

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作者 王新哲 徐李 +1 位作者 贾晓淳 胡赟 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第3期102-106,共5页

为了比较常规快堆与行波堆的堆芯特性,以最大卸料燃耗300 000 MWd/tHM为目标,设计了高燃耗快堆(HBFR),给出了堆芯的物理学设计方案。采用六批换料方式补偿燃耗反应性损失。选择NAS程序计算了冷停堆状态、热停堆状态和满功率状态三种不... 为了比较常规快堆与行波堆的堆芯特性,以最大卸料燃耗300 000 MWd/tHM为目标,设计了高燃耗快堆(HBFR),给出了堆芯的物理学设计方案。采用六批换料方式补偿燃耗反应性损失。选择NAS程序计算了冷停堆状态、热停堆状态和满功率状态三种不同堆芯状态,分析了临界参数、功率分布、DPA特性、温度和功率反应性特性、控制棒价值等堆芯参数。设计结果表明,HBFR的燃料组件最大卸料燃耗接近300 000MWd/tHM,平均卸料燃耗219 000 MWd/tHM,单循环燃耗反应性损失3.7%(k是有效增殖因子,Δk是有效增殖因子的变化量),可以通过补偿棒实现反应性控制,HBFR的各参数满足设计目标与设计限值,可以为下一步与行波堆的比较研究提供参考堆芯。 展开更多

关键词 快堆 行波堆 超高燃耗 金属燃料 堆芯设计

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自主化堆芯三维核设计软件COCO研发 被引量：8

15

作者 卢皓亮 莫锟 +1 位作者 李文淮 厉井钢 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B06期327-330,共4页

中国广东核电集团正在开发的三维堆芯核设计软件COCO将具备堆内功率分布计算、精细功率分布计算、临界硼浓度搜索、控制棒临界搜索、核子密度计算等基本功能。COCO采用格林函数节块方法作为求解器计算堆芯的功率分布,采用单通道模型和... 中国广东核电集团正在开发的三维堆芯核设计软件COCO将具备堆内功率分布计算、精细功率分布计算、临界硼浓度搜索、控制棒临界搜索、核子密度计算等基本功能。COCO采用格林函数节块方法作为求解器计算堆芯的功率分布,采用单通道模型和棒传热模型来计算慢化剂的密度和燃料温度。COCO已实现从寿期初到寿期末的燃耗计算能力。通过与参考程序的数值比较发现,COCO采用的理论模型和耦合流程正确,计算精度可满足工程设计的需要。 展开更多

关键词 堆芯核设计 功率分布 临界硼浓度 慢化剂密度 燃料温度

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压水堆堆芯核设计软件包TORCH V2.0的验证与确认 被引量：4

16

作者 张斌 李庆 +7 位作者 蔡云 刘琨 秦雪 王诗倩 吉文浩 郭锐 赵晨 彭星杰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2022年第11期2415-2421,共7页

TORCH V2.0是由中国核动力研究设计院自主研发的压水堆堆芯核设计软件包,该软件包基于确定论两步法计算策略进行堆芯中子学计算,即组件均匀化计算和堆芯少群计算的模式。本文采用包括大亚湾、岭澳、方家山、秦山、海南昌江、福清等核电... TORCH V2.0是由中国核动力研究设计院自主研发的压水堆堆芯核设计软件包,该软件包基于确定论两步法计算策略进行堆芯中子学计算,即组件均匀化计算和堆芯少群计算的模式。本文采用包括大亚湾、岭澳、方家山、秦山、海南昌江、福清等核电厂部分循环启动物理试验数据及核电厂运行数据对TORCH V2.0软件包进行验证与确认研究,对比的主要参数包括启动物理试验中的临界硼浓度、控制棒积分价值、硼微分价值及等温温度系数和核电厂运行过程中的临界硼浓度、组件径向功率、热点因子及焓升因子。数值结果表明:针对主流的方形栅格压水堆核电厂,TORCH V2.0软件包具有可靠的压水堆堆芯计算能力;对于启动物理试验和电厂运行过程中的主要参数,TORCH V2.0软件包具有较高计算精度,符合堆芯核设计验收准则。 展开更多

关键词 堆芯核设计 启动物理试验 核电厂运行数据 验证与确认

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堆芯核设计程序CYCAS少群截面模型开发 被引量：4

17

作者 杨伟焱 汤春桃 +1 位作者 毕光文 杨波 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第5期859-863,共5页

少群截面模型为堆芯三维扩散计算提供实时的节块均匀少群截面,是堆芯计算程序的关键模型之一。CYCAS程序是上海核工程研究设计院最新开发的堆芯三维核设计程序。本文在详细解析影响节块截面的各种因素的基础上,提出应用于CYCAS程序的少... 少群截面模型为堆芯三维扩散计算提供实时的节块均匀少群截面,是堆芯计算程序的关键模型之一。CYCAS程序是上海核工程研究设计院最新开发的堆芯三维核设计程序。本文在详细解析影响节块截面的各种因素的基础上,提出应用于CYCAS程序的少群截面的模型。该模型采用能谱修正方法处理由于能谱变化所引入的二次效应,采用微观燃耗修正方法处理燃耗历史效应。单组件和AP1000核电厂的数值验证计算表明,该模型具有很高的计算精度。 展开更多

关键词 堆芯核设计程序 少群截面模型 能谱修正方法 微观燃耗修正方法 CYCAS

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堆芯核设计程序CYCAS动力学模型开发 被引量：1

18

作者 毕光文 汤春桃 杨波 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2016年第5期864-868,共5页

对堆芯核设计程序CYCAS的动力学模型及其数值验证进行了研究。详细介绍了CYCAS程序采用的动力学模型。为验证模型的有效性,对LMW瞬态基准题和基于AP1000堆芯动态插棒问题进行了数值模拟和分析。结果表明,CYCAS程序的动力学模型可获得可... 对堆芯核设计程序CYCAS的动力学模型及其数值验证进行了研究。详细介绍了CYCAS程序采用的动力学模型。为验证模型的有效性,对LMW瞬态基准题和基于AP1000堆芯动态插棒问题进行了数值模拟和分析。结果表明,CYCAS程序的动力学模型可获得可靠的计算结果。 展开更多

关键词 堆芯核设计程序 瞬态分析 动力学 CYCAS程序

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采用FCM燃料的无可溶硼堆芯物理设计

19

作者 李想 肖会文 +2 位作者 刘国明 于淼 张成龙 《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2023年第3期522-528,共7页

小型模块化压水堆(SMPWR)是目前国际上的研究热点之一。如何进一步简化SMPWR系统,并提升其安全性是设计优化的关键。FCM燃料是一种将TRSIO燃料弥散在SiC基体中的燃料,具有很好的裂变产物包容能力,可有效降低SMPWR大规模放射性释放风险... 小型模块化压水堆(SMPWR)是目前国际上的研究热点之一。如何进一步简化SMPWR系统,并提升其安全性是设计优化的关键。FCM燃料是一种将TRSIO燃料弥散在SiC基体中的燃料,具有很好的裂变产物包容能力,可有效降低SMPWR大规模放射性释放风险。本文采用FCM燃料,设计并优化形成SMPWR的堆芯方案。在此基础上又进一步对控制棒吸收体材料、控制棒布置方案、控制棒移动策略等进行研究分析,最终得到无可溶硼堆芯设计方案,从而简化了SMPWR的化容系统。经计算分析表明,该堆芯设计方案可通过控制棒组实现堆芯反应性的控制,实现无可溶硼运行。本文的研究为FCM燃料在压水堆中的应用以及小堆消除可溶硼的设计优化提供了参考。 展开更多

关键词 FCM燃料 无硼运行 SMPWR 堆芯设计

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自主化堆芯核设计软件COCO验证与确认 被引量：6

20

作者 卢皓亮 陈俊 +2 位作者 王军令 蔡利 高盛楠 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第8期1459-1463,共5页

COCO软件是中国广核集团自主研发的三维堆芯核设计软件,在投入工程应用之前,需对软件进行验证与确认。借助已有的国际基准题,对软件的各模块进行验证,保证模型的正确性。借助中国广核集团岭澳、宁德、红沿河等基地大量的运行数据,并耦... COCO软件是中国广核集团自主研发的三维堆芯核设计软件,在投入工程应用之前,需对软件进行验证与确认。借助已有的国际基准题,对软件的各模块进行验证,保证模型的正确性。借助中国广核集团岭澳、宁德、红沿河等基地大量的运行数据,并耦合上游组件截面计算软件PINE和下游通量图处理软件MAPLE进行计算分析。验证与确认结果表明,COCO软件具有良好的计算精度。 展开更多

关键词 堆芯核设计 验证与确认 限值 运行数据

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