快堆相关论文
在反应堆安全分析中,需要使用系统分析程序来预测事故工况下反应堆系统的堆芯功率、燃料元件温度、冷却剂温度与压力等关键参数随......
对于大型钠冷快堆设计开发项目，有必要建立层次化的工作分解结构，准确定义项目工作范围。本文总结了快堆研发项目工作分解结构的编制......
反应堆堆芯热工参数的变化直接影响反应堆的安全，准确预测反应堆堆芯在各种工况下的关键热工参数变化趋势，能够大幅度提高反应堆的安......
主给水流量闭环调节阀是快中子增殖堆二回路给水系统重要设备之一，该调节阀的作用将下游蒸汽发生器的压力和流量稳定在整定值，所以该......
快堆是我国核电三步走战略中的关键一环,也是第四代核能系统中的主力堆型.中国实验快堆是我国第一座快堆,其中对技术规格书的审查......
新一代快堆对其控制棒的安全性、使用寿命和经济性提出了更高的要求.传统快堆控制棒以碳化硼(B4C)为吸收剂,但B4C的气体释放、吸收......
随着第四代先进核能系统的提出,快堆因其固有的安全性、可增殖的核燃料以及可嬗变核废物中的长寿命核素的优点在第四代先进核能系......
第四代反应堆国际论坛推选了六种候选的反应堆堆型,其中快堆占三种。快堆作为先进核能系统,其设计安全性和经济性的要求更高,快堆......
快堆具有较高的转换比及燃料的可循环性,是第四代先进反应堆堆型的代表.堆内处于高温、高辐照损伤及熔融金属钠环境导致15-15Ti材......
期刊
中国实验快堆是我国核能三步走战略中的重大步骤.工程2010年首次临界,截至2019年年底首炉燃料组件和控制棒组件在CEFR堆内已经停留......
针对15-15Ti包壳管的工业化生产工艺研究,采用真空感应(VIM)+真空自耗(VAR)+热锻工艺制造出15-15Ti不锈钢管坯,经过热穿孔+冷轧+冷......
随着核安全标准要求的提高和概率安全分析(PSA)应用的深入,核电站严重事故与放射性释放风险评估得到了更多的关注。池式钠冷快堆是......
作为一个典型的失热阱事故,主给水管道断裂在中国实验快堆(China Experimental Fast Reactor,简称CEFR)初步安全分析报告中列为Ⅳ......
通过有限元方法,对中国实验快堆(CEFR)堆容器进行了瞬态热应力分析.采用ANSYS软件的轴对称单元对堆容器进行了热辐射、传导、对流......
本文根据调研了解到的国外快堆退役情况,对废钠的产生、残留钠的处置以及废钠的最终处理作简单介绍,最后结合国内快堆发展现状,提......
裂变气体释放(FGR)对燃料元件的热力演化过程有着极其重要的影响,准确地模拟反应堆中裂变气体释放是燃料元件性能分析程序开发的最......
为产生高精度的快堆截面数据,基于一致性N阶的勒让德函数(PN)近似方法与临界曲率搜索方法,开发了快堆多群截面处理程序MGGC1.0,并......
[目的]快堆核电厂蒸汽参数有别于常规火电厂和压水堆核电厂,因此有必要对蒸汽管道的疏水系统设计进行研究。[方法]结合常规火电厂......
快堆燃料组件瞬间完全堵流(TIB)事故可能导致快堆堆芯结构材料和燃料的熔化并可能引发堆芯解体事故(CDA),因此,国际上开展了有计划......
会议
钠水反应是钠冷快堆的主要工业安全危害之一,为保证快堆系统和设备的安全运行,需设计专用的钠水事故保护系统.为了优化多模块蒸汽......
采用简化堆芯模型的传统子通道模拟计算结果难以精确反映堆芯的真实运行状况,利用高性能计算技术进行全堆芯精确到每个真实流道的......
作为中子输运问题的一种重要确定论方法,特征线法(MOC)具有强几何适应性、计算流程简洁、易于大规模并行的优点。ANT-MOC是自主开......
本文应用Workbench模块进行模型设计、载荷及约束加载和临界屈曲载荷的计算,为研究不同因素对主容器屈曲的影响,改变模型的参数值,......
针对不同燃耗深度的燃耗计算问题开发了2条集总裂变产物燃耗链并研制了燃耗计算模块。该燃耗计算模块已集成在快堆稳态中子学计算......
随着核电的大力发展,设计研发、 设备制造、 运行维护、 退役等快堆电站项目全生命周期需要以系统工程的思维进行统筹规划.在快堆......
实验快堆是我国第一座快中子增殖反应堆,是我国快堆工程发展的第一步,它为未来快堆的发展积累工程经验,实验堆最主要的要求是要有......
在快堆蒸汽发生器中,由于运行条件和腐蚀等原因常导致传热管泄漏。高压水/水蒸气向钠侧喷射,剧烈的钠水反应可能会对蒸汽发生器造......
中国快堆CFR600以液态钠作为冷却剂,但钠是一种活泼金属,高温钠在空气中极易燃烧,遇水发生剧烈反应,反应中产生的氢气会与氧反应发......
快堆主容器是核安全一级设备,选用的材料是316不锈钢,根据核安全审查要求,必须要分析该设备的强度、刚度等是否满足设计要求。在对......
随着第四代先进核能系统概念的提出,快中子反应堆凭借其固有安全、可增殖核燃料以及可嬗变核废物中长寿命核素的优点出现在在第四......
钠冷快堆堆芯由不同燃料富集度的燃料组件排列组成,而这些组件又由不同的棒束组成,如燃料棒、控制棒等。钠冷快堆中由于堆芯功率和......
应用fluent程序对中国示范快堆(CFR600)包含冷池布置独立热交换器(DHX)一次侧的1/4冷池上半部进行三维稳态模拟,计算获得DHX一次侧......
核电站运行过程中,燃料会发生一系列俘获反应进而生成超铀元素(TRU)。这些核素比铀元素的原子序数大,主要包括钚、镅、锔、镎等元......
快堆中心测量柱是快堆中重要设备旋塞的关键部件,它担负着为控制棒提供升降通道、屏蔽堆芯出口的热振荡和热冲击从而保护内部贯穿......
快堆核电站中的蒸汽发生器长期工作在高温、高压的恶劣条件下,可能会产生裂纹。这会导致高压蒸汽喷射到高温液态金属钠中,引起剧烈......
钠-水直流蒸汽发生器是钠冷快堆主热传输系统的关键设备之一,其结构及内部的传热现象是十分复杂的。管内外侧的介质及压力不同,管......
以Innography为主要研究工具,充分利用其专利检索、专利统计分析及专利强度评价功能,对快堆技术领域的专利信息进行定量和定性分析......
在一座大森林里,生活着一只善良的狐狸,它叫杰克。也生活着一只狡猾的兔子——大卫。大卫和杰克都开着一家便利店。杰克店里的商品......
金属冷却快堆作为未来核裂变能发展的主流堆型,在核能发展过程中具有非常重要的战略地位,其堆芯物理、热工、系统、燃料性能及严重......
分别针对一次通过式和闭式燃料循环提出了2种钠冷快堆概念设计,2种堆芯均采用金属燃料以达到更优的增殖性能。首先,设计了高增殖比......
本文介绍一种由格栅单元构成的定位格架的结构和制造工艺,并对该定位格架的尺寸公差、夹持力和点焊结合力作了测量。这种定位格架......
本文叙述了实验快堆燃料棒气腔高度计算方法。其中,温度场计算把燃料轴向分成二十段径向分成未扰动区、等轴晶区、柱状晶区和中心......
本文综述了快堆中心反应性系数的研究现状,认为发展不同条件下各种样品的反应性系数的计算方法,进一步完善基准装置上的实验测量技......
本文利用一阶扰动理论推导出一种用于以高浓铀为燃料的快中子实验堆的燃耗近似计算方法。利用某些假定,得到反应性随时间变化的简......
