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Feasibility neutronic design for the reactor core configurations of a 5 MWth transportable block-type HTR 被引量:1
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作者 DING Ming KLOOSTERMAN Jan Leen 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2013年第4期75-80,共6页
Small long-life transportable high temperature gas-cooled reactors(HTRs) are interesting because they can safely provide electricity or heat in remote areas or to industrial users in developed or developing countries.... Small long-life transportable high temperature gas-cooled reactors(HTRs) are interesting because they can safely provide electricity or heat in remote areas or to industrial users in developed or developing countries.This paper presents the neutronic design of the U-Battery,which is a 5 MWth block-type HTR with a fuel lifetime of 5–10 years.Assuming a reactor pressure vessel diameter of less than 3.7 m,some possible reactor core configurations of the 5 MWth U-Battery have been investigated using the TRITON module in SCALE 6.The neutronic analysis shows that Layout 12×2B,a scattering core containing 2 layers of 12 fuel blocks each with 20% enriched235U,reaches a fuel lifetime of 10 effective full power years(EFPYs).When the diameter of the reactor pressure vessel is reduced to 1.8 m,a fuel lifetime of 4 EFPYs will be achieved for the 5 MWth U-Battery with a 25-cm thick graphite side reflector.Layouts 6×3 and 6×4 with a 25-cm thick BeO side reflector achieve a fuel lifetime of 7 and 10 EFPYs,respectively.The comparison of the different core configurations shows that,keeping the number of fuel blocks in the reactor core constant,the annular and scattering core configurations have longer fuel lifetimes and lower fuel cost than the cylindrical ones.Moreover,for the 5 MWth U-Battery,reducing the fuel inventory in the reactor core by decreasing the diameter of fuel kernels and packing fraction of TRISO particles is more effective to lower the fuel cost than decreasing the 235U enrichment. 展开更多
关键词 高温气冷反应堆 堆芯 中子 设计 反应堆压力容器 HTR 可移动 燃料成本
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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
2
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
3
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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“玲龙一号”小堆堆芯与安全设计
4
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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CFR600堆芯热工水力设计程序初步研发 被引量:8
5
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
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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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混合能谱超临界水堆堆芯设计分析 被引量:4
7
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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无铍钍基熔盐堆堆芯设计与安全研究 被引量:1
8
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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多用途小型堆ACPR100概念设计 被引量:13
9
作者 杨珏 孙吉良 +2 位作者 杨伟国 舒睿 王飞 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2014年第10期1844-1849,共6页
中国广核集团提出了一种新的陆上多用途小型堆ACPR100,具有一体化设计、模块化布置、非能动安全、多用途等特点,目前已完成概念设计。本文主要介绍了ACPR100堆芯核设计、子通道热工水力分析、冷却剂系统分析、典型事故分析等研究成果。... 中国广核集团提出了一种新的陆上多用途小型堆ACPR100,具有一体化设计、模块化布置、非能动安全、多用途等特点,目前已完成概念设计。本文主要介绍了ACPR100堆芯核设计、子通道热工水力分析、冷却剂系统分析、典型事故分析等研究成果。研究结果表明:ACPR100具备高安全性能、良好的冷却剂系统平衡及符合陆上小型堆用户需求的长周期换料等特点。 展开更多
关键词 小型堆 ACPR100 概念设计 堆芯物理分析 热工水力分析 事故分析
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混合能谱超临界水堆堆芯热工-物理性能分析 被引量:3
10
作者 刘晓晶 程旭 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第6期538-542,共5页
针对一种新型的超临界水堆设计方案——混合能谱超临界水堆(SCWR-M)进行分析。混合能谱超临界水堆包括热谱区和快谱区两部分,分别布置在堆芯的外部与内部。它在继承了热谱与快谱超临界堆芯设计优点的同时,有效地克服了两者的不足。对于... 针对一种新型的超临界水堆设计方案——混合能谱超临界水堆(SCWR-M)进行分析。混合能谱超临界水堆包括热谱区和快谱区两部分,分别布置在堆芯的外部与内部。它在继承了热谱与快谱超临界堆芯设计优点的同时,有效地克服了两者的不足。对于热谱区,冷却剂与慢化剂同向流动,大幅降低了燃料包壳的表面温度和组件的机械加工难度;对于快谱区,采用多层燃料组件和较大的栅距棒径比p/d,可得到较高的燃料转换比和较小的冷却剂负反应性系数。本工作采用自主开发的基于子通道分析和三维物理计算的耦合程序,对混合能谱超临界水堆的热工性能和中子物理性能(包括燃耗性能)进行研究。初步的耦合分析结果表明了混合能谱超临界水堆设计方案的可行性。 展开更多
关键词 超临界水堆 混合中子能谱 堆芯设计
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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
11
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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49-2游泳池式反应堆超设计基准事故的筛选与分析 被引量:2
12
作者 张亚东 郭玥 +1 位作者 吴园园 邹耀 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第8期1405-1409,共5页
为保证49-2游泳池式反应堆在超寿期下的安全运行,需进行超设计基准事故分析。由于难以采用概率安全评价(PSA)方法进行分析,所以本文无条件假设最严重事故来得到一保守结果。主要分析了全厂断电下未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)、水平孔... 为保证49-2游泳池式反应堆在超寿期下的安全运行,需进行超设计基准事故分析。由于难以采用概率安全评价(PSA)方法进行分析,所以本文无条件假设最严重事故来得到一保守结果。主要分析了全厂断电下未能紧急停堆的预期瞬变(ATWS)、水平孔道断裂和停堆后堆芯完全裸露的事故,以及应急能力。结果表明:在全厂断电ATWS下堆芯是安全的;水平孔道断裂及其他因素造成失水时,只要2.5h内堆芯不裸露即可保证燃料元件不熔化;非能动破坏虹吸能力和多样的应急补水方式能保证堆芯不裸露。 展开更多
关键词 49-2游泳池式反应堆 超设计基准事故 未能紧急停堆的预期瞬变 堆芯完全裸露
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中国先进研究堆堆芯容器及堆内构件设计研究
13
作者 范月容 张占利 +3 位作者 石辰蕾 戴长年 郎瑞峰 孙林志 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2009年第S2期309-311,共3页
堆芯容器及堆内构件是中国先进研究堆(CARR)中的关键设备之一。经过充分调研和精心设计,解决了CARR堆芯容器及堆内构件结构设计中以下几个方面的技术难点:螺纹连接的防松脱设计,填充体与栅板组件的整体装配设计,控制棒导管的上、下支撑... 堆芯容器及堆内构件是中国先进研究堆(CARR)中的关键设备之一。经过充分调研和精心设计,解决了CARR堆芯容器及堆内构件结构设计中以下几个方面的技术难点:螺纹连接的防松脱设计,填充体与栅板组件的整体装配设计,控制棒导管的上、下支撑设计和密封结构设计等。目前,堆芯容器及堆内构件在现场已安装完毕,经多项设计试验验证表明,达到了预期设计要求。 展开更多
关键词 中国先进研究堆 堆芯容器 堆内构件 结构设计
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启明星2#反应堆临界运行方式的堆芯物理方案初步研究
14
作者 吴晓春 沈峰 +2 位作者 刘兴民 孙志勇 柯国土 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2011年第2期186-189,共4页
本工作提出利用中国先进研究堆乏燃料组件构造既能在加速器驱动下次临界运行,也能临界运行的启明星2#反应堆堆芯方案。采用MVP-BURN蒙特卡罗燃耗程序,对反应堆临界运行方式下的堆芯方案进行了优化选择,给出了优选方案的核特性参数。
关键词 启明星2# 堆芯方案 中国先进研究堆乏燃料 MVP-BURN程序
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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 被引量:7
15
作者 刘晓黎 宫宇 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第9期1629-1636,共8页
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... 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。 展开更多
关键词 MOX燃料 M310堆芯 核设计
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超高燃耗常规快堆堆芯物理概念设计 被引量:1
16
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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小型氦氙冷却移动式反应堆堆芯设计优化分析
17
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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堆芯稳态核设计程序验证基准题衍生技术研究 被引量:1
18
作者 闫仕宇 阳小华 +1 位作者 刘志明 王瑶 《哈尔滨工业大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第11期160-166,共7页
软件验证是保证核电软件质量的必经步骤之一,基准题验证是核电软件验证的一种重要手段.基准题的数据来源主要是通过自主实验、收集核电厂运行数据、加入国际实验研究计划和购买国际基准题的数据等传统方法获取,但是存在成本高,周期长的... 软件验证是保证核电软件质量的必经步骤之一,基准题验证是核电软件验证的一种重要手段.基准题的数据来源主要是通过自主实验、收集核电厂运行数据、加入国际实验研究计划和购买国际基准题的数据等传统方法获取,但是存在成本高,周期长的问题.为了给堆芯稳态核设计程序验证测试提供更多的验证基准题,本文基于蜕变测试原理提出一种基准题衍生技术,该技术首先建立基准题衍生框架,主要思想是根据蜕变关系的参变量及关系式,直接对原始基准题的相关输入和输出参变量进行计算求解,得到衍生基准题(新的测试用例).再者,针对基准题以固定格式输入卡的形式实现待测程序数据输入的特点,为了提高衍生效率,设计基准题自动衍生算法,开发基准题自动衍生工具系统.最后,以堆芯稳态中子扩散程序的二维、三维基准题的衍生为实例展示.结果表明,该技术可自动地实现单个或者批量生成二维,三维衍生基准题.不但生成数据准确、效率高,而且比传统的方法成本低. 展开更多
关键词 堆芯稳态核设计 基准题 衍生技术 核电软件 验证
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大亚湾核电站及岭澳核电站核燃料组件供应国产化和堆芯燃料管理自主化 被引量:1
19
作者 肖岷 和卫东 +1 位作者 胡绍裘 伍志明 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2001年第S1期25-30,共6页
大亚湾核电站(GNPS)自从 1994年商业运行以来已近有 2 x 8堆年的运行历史和经验。大亚湾 核电站的燃料管理经历了从完全依赖核岛设备供应商到逐步实现换料堆芯设计国产化和自主化的过 程。两台机组的首次装料设计和首次换... 大亚湾核电站(GNPS)自从 1994年商业运行以来已近有 2 x 8堆年的运行历史和经验。大亚湾 核电站的燃料管理经历了从完全依赖核岛设备供应商到逐步实现换料堆芯设计国产化和自主化的过 程。两台机组的首次装料设计和首次换料设计由法马通承担。第3循环大亚湾核电站与国内换料设计 单位一起致力于换料设计自主化,井开始与法马通背靠背的换料堆芯设计。经过两年的努力,基本上实 现了正常换料堆芯设计的国产化和自主化。大亚湾核电站是从国外引进的大型商用核电站。在投入商 业运行之前,国内在引进配套燃料组件生产技术的同时,引进了法马通的全套堆芯热工,物理、安全分析 和燃料棒设计软件。这为换料设计自主化打下了基础。为了具备独立的堆芯设计和审查手段,1993年 大亚湾核电站从美国酉屋公司引进了燃料管理成套软件及技术。这套核料设计技术及工具在大亚湾换 料设计和安全评价方面发挥了重要的作用。1999年配合18个月换料改进项目,大亚湾核电站又以法 国引进最新的燃料管理全套软件并在项目改进设计论证中发挥到积极的作用。 展开更多
关键词 燃料组件 国产化 燃料管理 换料设计 自主化
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基于金属陶瓷堆芯1000 kN核热火箭发动机系统及组件参数研究 被引量:3
20
作者 王浩泽 李子亮 +1 位作者 吴宏雨 马晓秋 《载人航天》 CSCD 北大核心 2018年第5期637-642,共6页
针对大推力核热火箭发动机系统设计问题,开展了基于金属陶瓷(CERMET)堆芯1000 kN核热火箭发动机系统方案研究。通过对比闭式膨胀、开式膨胀和抽气三种循环方式的发动机系统性能,确定闭式膨胀循环为最佳系统循环方案;进行了反应堆堆芯、... 针对大推力核热火箭发动机系统设计问题,开展了基于金属陶瓷(CERMET)堆芯1000 kN核热火箭发动机系统方案研究。通过对比闭式膨胀、开式膨胀和抽气三种循环方式的发动机系统性能,确定闭式膨胀循环为最佳系统循环方案;进行了反应堆堆芯、推力室、氢涡轮泵和再生冷却段的组件方案设计及数值仿真分析,得到反应堆氢出口温度2750 K,室压4.997 MPa,氢涡轮泵轴功43 MW,再生冷却段总温升和总流阻分别为190 K和3.3 MPa。最终获得比冲908 s的发动机系统参数。 展开更多
关键词 核热火箭发动机 1000kN 金属陶瓷堆芯 系统循环 组件设计
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