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高温气冷堆乏燃料元件的放射性裂变产物绝大部分滞留在燃料元件中。10MW高温气冷实验堆在设计寿命内将卸出约9万个乏燃料元件,其放射性裂变产物的活度高达1.9×1017Bq,因此正确实施乏燃料元件的贮存,减少放射性裂变产物向环境中释放和进行有效的屏蔽是极其重要的。本文根据乏燃料元件中放射性裂变产物的计算结果和德国高温气冷堆乏燃料元件贮存的经验.对我国10MW高温气冷堆乏燃料元件贮存中放射性裂变产物进行了安全分析。 相似文献
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尽管在美国有二几个重要格架项目正在实施,同时另有一些项目亦在计划之中,但美国能源部并没有把湿式存作为一种离堆贮存的选择,为什么没有呢? 相似文献
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李文锋 《核工程研究与设计》2002,(40):28-32
乏燃料水池是岭澳核电站燃料厂房的核心,其结构和荷载组成复杂。本文详细介绍了乏燃料水池部分三维有限元模型的建立、荷载计算与按照RCC-G进行的荷载组合、以及相应的内力分析和依照CCBA-68进行的配筋计算,同时也着重介绍了依据HOUSNER刚性壁理论对流体动力荷载所进行的等效简化计算。为业主实施燃料密集贮存提供了决策依据,同时也为核岛厂房同类水池结构分析提供了方法。 相似文献
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本文结合200MW供热堆的结构特点,介绍了供堆的乏燃料贮存方式,并讨论这一贮存方式所带来的优点。 相似文献
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[美国《核燃料》1994年6月6日报道] 上周,德国联邦研究和技术部(BMFT)的官员说,德国对从英国和法国购买供计划的FRM—2高通量设施用的高浓铀(HEU)“不感兴趣”,因为这两个国家不 相似文献
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乏燃料干式贮存经过近30年的研发和改进已成为一种成熟的技术。乏燃料干式贮存总量正在显著增加。本文概要介绍重水堆核电厂乏燃料干式中间贮存的现状和技术,同时,提出秦山三期重水堆核电厂采用乏燃料干式中间贮存技术的初步设想。 相似文献
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本文通过三维网程序对所选择的高通量工程试验堆参考堆芯作了三维计算,通过已知的实验结果论证了计算结果的准确性。从物理计算分析的角度看,HFETR元件在不超过最大燃耗为67%这个限制值的提前下,盒平均燃耗限值可以由45%和提高到50%,同时元件的安全性能不变。 相似文献
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本文对 HFETR 现有旧燃料元件(已运行过二炉,燃耗深度约38%)复用进行了安全分析,给出了重新使用旧燃料元件的安全措施与限值标准. 相似文献
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高储存密度乏核燃料组件储架可以在不改变已有燃料储存水池的条件下,把储存乏核燃料组件的能力提高一倍左右。在核电站建设中推广这种先进的储架结构可以获得很大的经济效益。本文讨论这种储架的技术背景、结构特点以及设计与分析的内容与要求。 相似文献
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针对核燃料工艺运输系统人工标定效率低、精度差的不足,对一种应用于水下燃料格架自动定位的装置进行了研究。阐述了系统构成及原理,设计实现了视频引导初步定位、基于STM32单片机与电感式接近传感器完成偏差测量与自动调整的精确定位功能。并对包括系统的软硬件设计、自动控制策略及初始参数标定进行论述。经现场样机试验表明,该装置可显著提高定位精度并缩短系统调试周期,还可应用于核电站在役运行期间的系统维修后再定位及定期校准。 相似文献
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燃耗信任制的应用分析需要计算乏燃料系统的反应性,为了保证临界安全需要保证分析结果的包络性,为此需要考虑到各种不同燃耗因素对于分析结果的影响。采用SCALE程序包中的STARBUCS模块,通过对OECD/NEA发布的Phase-IA及Phase-IIA基准题的验证分析,研究了不同信任等级、堆芯运行参数等因子对乏燃料贮存系统临界安全的敏感性分析,并得出有益的结论。 相似文献
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Yevgeniy Tur Tomohiro Endo Akio Yamamoto Hironobu Unesaki Masatoshi Yamasaki 《Journal of Nuclear Science and Technology》2013,50(10):1028-1041
Under the project on high burnup nuclear fuel development using erbium as a burnable poison, a series of experiments were performed at the Kyoto University Critical Assembly. The experimental results have formed the basis for this study which aims to analyze the suitability of various evaluated nuclear data libraries for using them in neutronic calculations under the project. The MCNP code was used for the analysis. Calculation model geometry was fully detailed, and ENDF, JENDL, JEFF, and TENDL libraries were used during calculation. For the cross sections of erbium nuclides, the analysis revealed that calculated results upon all the libraries corresponded with experimental data within the errors. However, in some libraries, significant differences were found in case of carbon and uranium nuclides under certain conditions. 相似文献
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以CASTOR 1000/19干式贮存容器装载田湾核电站六角形乏燃料组件为例,研究六角形乏燃料干式贮存的临界安全问题。基于新燃料假设,应用MONK9A程序对贮存容器满装载乏燃料进行不同工况下keff的计算。计算结果表明:正常工况下,keff远小于临界安全限值,是临界安全的;事故工况下,当235U富集度大于3.15%时,系统存在临界安全风险,须减少乏燃料装载量来确保临界安全。考虑燃耗信任制后,采用相同的模型计算得出贮存容器满装载的参考装载曲线,按此曲线要求装载能确保所有工况下的系统临界安全。采用燃耗信任制技术提高了贮存容器的利用率。该研究可为田湾核电站采用乏燃料干式贮存方案提供依据。 相似文献