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49-2游泳池式反应堆(简称49-2堆)在我国研究堆领域有不可替代的优势。中国先进研究堆(CARR)的平均卸料燃耗仅有32%~33%,远低于燃料考验达到的最大燃耗71.8%,有继续使用的潜力。根据49-2堆各系统、应用需求和CARR乏燃料的特点,研究了CARR乏燃料在49-2堆直接再使用的堆芯方案,计算了物理和热工参数,并进行了典型事故分析。结果表明:新设计的5 MW堆功率适中,满足反应性控制、温度、压力、温度系数、屏蔽等方面的安全要求;在主要的设计基准事故下堆芯是安全的;在中子注量率的大小和均匀性、辐照孔道有效长度、燃料温度、换料周期等方面优于现49-2堆,满足后续科研生产需求。 相似文献
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中国核动力院U-Mo合金燃料研究现状及进展 总被引:1,自引:1,他引:0
目前,U-Mo合金燃料是研究试验堆新一代燃料的研究重点.文章介绍U-Mo合金燃料在中国核动力研究设计院(NPIC)的研究现状和进展.NPIC于2006年正式开始研制U-Mo合金弥散燃料元件,几年间开展的研究工作主要有:U-Mo合金熔炼,γ相U-Mo合金粉末制备,(U-Mo)-(Al-Si)弥散燃料板制造工艺研究,U-Mo合金与基体材料、包壳材料和阻挡材料诸如Al、Nb、Zr、Mg等的相容性研究,Si添加到Al基体中对U-Mo/Al反应的影响以及U-Mo合金燃料成分分析及无损检测方法研究等.目前,NPIC已制备出基本满足要求的(U-Mo)-Al弥散燃料板,并计划于2010年前掌握满足技术要求的改进型(U-Mo)-Al弥散燃料板的制造技术. 相似文献
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SRAC程序是由日本原子能研究机构发布的在Linux系统下运行的堆芯物理计算程序包,包括栅元计算程序、堆芯计算程序和燃耗计算程序.本程序采用基于JENDL或ENDF/B系列的数据库,可处理300多种核素的截面参数.该程序具有计算速度快、堆芯燃料管理方便等优点.本文对SRAC程序在中国先进研究堆(CARR)上的应用进行了初步研究,利用SRAC程序对CARR进行了临界计算和首炉燃耗计算.通过与WIMS-CITATION程序系统计算结果的比较,初步确定了SRAC程序是CARR在线计算工具很好的选择,并为今后的实际应用奠定了良好的技术基础. 相似文献
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《中国原子能科学研究院年报》2019,(0)
<正>基于具备计算环形燃料能力的压水堆堆芯燃料管理程序CMS开展了装载环形燃料且能满足长寿期换料目标的小型堆物理参数、堆芯布置及燃料管理策略研究,并以此为基础设计了100 MW级小型堆各循环的堆芯装载及换料方案。反应堆经历过渡循环后,至第4循环起堆芯各项物理参 相似文献
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本文提出了一个用于研究试验堆堆芯燃料管理的估算模型。对于堆芯内布置不同燃耗深度的燃料元件的反应堆,应用本模型可以估算堆芯燃耗物理参数如:堆芯中子增殖系数、燃料元件燃耗增值等。本模型为研究试验堆各种运行倒料方案的比较提供了一种有效手段。 相似文献
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中国先进研究堆(CARR)应用设计及其规划 总被引:2,自引:0,他引:2
中国先进研究堆(CARR)是一座多用途、高性能指标的研究堆,CARR采用反中子阱型堆芯结构,便于提供更多的空间进行水平中子束流孔道和垂直辐照孔道的布置,满足多用途的需要。CARR综合应用研究平台建成后,具备开展中子敢射实验研究、燃料和材料性能研究、在线中子活化分析、中子照相、硼中子俘获治疗癌症、放射性同位素及单晶硅中子掺杂研发以及核能和核技术人才教育培训等的能力。本文就CARR可能开展的主要应用以及与应用有关的物理设计、结构设计及配套系统设计进行了简要介绍。 相似文献
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板状燃料元件用于研究堆中表现出良好的辐照性能。通过对国内外一些使用板状燃料元件研究堆堵流事故实例的调研,发现板状燃料元件板间的栅距通常很小,堆芯冷却剂流道狭窄,堵流事故的发生大都由异物进入流道或燃料肿胀引起。选取中国先进研究堆(China Advanced Research Reactor,CARR)作为特征研究对象,采用RELAP5/MOD3.2热工计算程序,对CARR堆芯、堆本体、单盒组件、堆外冷却回路等进行了热工水力模拟计算,结果表明:当反应堆功率提升时,堵塞的流道内燃料组件温度上升,冷却剂开始发生沸腾,功率会发生明显波动。通过中子注量率与功率的监控以及燃料温度的分析,有助于及早探知和预防堵流事故的进一步发展扩大。 相似文献
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U-Mo合金是近期广受关注的金属型核燃料材料之一,它具有良好的抗辐照肿胀能力。分析认为,若能在U-Mo合金中加入一定的孔隙,可起到容纳裂变气体以进一步提高其抗辐照肿胀性能的作用。本文利用冷等静压 真空固相烧结的粉末冶金方法制备低密度U-10%Mo合金材料,探索了烧结工艺对产品密度的影响规律。实验得到了一系列不同孔隙度的U-Mo合金材料,利用金相显微镜(OM)、扫描电子显微镜(SEM)对其微观结构进行了表征。结果证明,样品在1 100 ℃下烧结时密度随烧结时间的延长而提高,因此可通过改变烧结时间控制其孔隙率。 相似文献
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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。 相似文献
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通过计算华龙一号(HPR1000)压水堆平均卸料燃耗得到乏燃料中钚(Pu)同位素的含量,以此成分比例来设计铀钚混合氧化物(MOX)燃料。采用离散型燃料组件设计,通过不同Pu含量的MOX燃料棒离散型布置来降低与UO2燃料组件间的功率梯度。采用程序MCNP和COSLATC模拟堆芯功率分布和热中子注量率分布,采用分区分层的低泄漏装料方案,降低不同燃料组件间的功率梯度,展平堆芯的功率分布。在不考虑可燃毒物的前提下,利用3种Pu含量的MOX组件将混合堆芯的功率峰因子控制在1.77左右,明显优于原堆芯的功率峰因子,为国产三代压水堆引入MOX燃料提供了具有参考价值的装料方案。 相似文献
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文章建立了中子转换比与运行寿期之间关系的分析模型,设计出不同运行寿期的实际堆芯并进行计算,研究了60Co产量和中子转换比随高通量工程试验堆(HFETR)运行寿期的变化规律。同时,通过对新燃料元件堆芯的研究找出燃料元件装载量对60Co产量和中子转换比的影响,采用点堆模型分析平衡堆芯下HFETR的燃料元件装载量。该优化研究的目的在于为HFETR堆芯装载和运行方式优化提供参考以提高其运行的经济性。结果表明,HFETR运行寿期设计为25 d较佳,在此寿期下的平衡堆芯燃料元件理想装载量为70盒。 相似文献
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小型移动式铅铋堆由于在海岛、偏远地区等场景的应用需要,整堆运输的安全可行性成为必要设计目标之一。基于小型移动式铅铋堆自身特点,采用谱移吸收材料的反应性控制手段进行反应性控制方案研究,以确保整堆运输的临界安全。利用MCNP软件计算在运输过程、堆芯进水事故工况下表面涂覆不同厚度Gd2O3涂层的燃料芯块的有效增殖系数(keff),其中涂层厚度为50μm时满足临界安全要求;分析加入谱移吸收材料后堆芯的燃耗特性、功率分布和传热,验证表明其不影响堆芯正常运行,确定了此种反应性控制方案的可行性。 相似文献
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以提高铅铋快堆的经济性与固有安全性为目标,开展100 MWt超长寿命小型自然循环铅铋快堆SPALLER-100概念设计,在选用PuN-ThN燃料和208Pb-Bi冷却剂的基础上,提出了一种添加固体慢化剂BeO的燃料组件设计方案,开展了堆芯布置研究和控制棒系统设计,分析了堆芯物理特性与稳态自然循环特性。结果表明:在低燃料装载量和小堆芯体积条件下,SPALLER-100堆芯换料周期达32 a,平均卸料燃耗高达210.38 MW·d/kg(HM),整个寿期内的反应性系数均为负值。稳态运行工况下燃料包壳、芯块最大温度均小于安全限值,反应堆具备一回路自然循环能力和一定流量自动分配能力。 相似文献
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Masao Chaki Tetsushi Hino Masayoshi Matsuura Koki Hibi Hiroki Takimoto 《Progress in Nuclear Energy》2008,50(2-6):185-191
A new small reactor concept called the Package-Reactor has been jointly developed by Hitachi, Ltd. and Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. The reactor technology was based on that of conventional LWRs. The reactor core consists of 12 cassettes containing fuel rods with a similar design to that of PWR fuel rods. Cassettes are placed in air at atmospheric pressure. Tube-type control clusters placed outside the pressure boundary are used as the core shutdown system. Natural circulation with two-phase flow is employed for the core cooling system and no re-circulation pumps are required. With these concepts the Package-Reactor eliminates any active components that operate in high pressure regions of the reactor and its capital costs can be reduced. The feasibility of reactivity control by using moderator void feedback and burnable poisons was studied to reduce operational and maintenance costs. It was found that a continuous operation of more than 5 years without any operations to control reactivity would be feasible with a UO2 fuel enrichment of 5.0 wt%, which is the upper limit for UO2 fuel enrichment under the current regulations in Japan. In addition, we researched the core reflectors' characteristics of the Package-Reactor. 相似文献