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秦山核电二期工程堆芯设计 总被引:1,自引:1,他引:1
介绍了秦山核电二期工程堆芯核设计的总体思路、设计内容及电厂实测结果与理论预计值的比较.设计吸取了20世纪90年代初压水堆核电站先进的设计思想,采用了低线功率密度堆芯,提高了堆芯安全裕量;换料设计中,采用1/4换料方式,既满足了年换料制要求,又提高了燃料利用率,燃料组件批平均卸料燃耗满足设计要求.按设计要求确定了堆芯燃料管理方式,完成了堆芯性能参数分析,满足了总体设计对循环长度、堆芯功率分布、慢化剂温度系数、停堆裕量、组件卸料燃耗限制等安全性和经济性要求.1号机组启动物理试验和功率运行实测结果表明,控制棒价值、临界硼浓度、等温温度系数以及堆芯功率分布等设计预期值与实测值符合良好. 相似文献
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【日本《能源》2000年10月刊报道】 所谓“4S” (Super Safe Small and Simple)堆就是高安全性、超小型和完全简化的反应堆。该反应堆的特点和优点是:①紧急状态下的彻底停堆;②不需要运行操纵人员;③毋需换料;④设备简化。 一般情况下,细小的堆芯不能达到临界。但若用环状反射层以带状将堆芯部分围起来,以防止中子向周围泄漏,这样就最终可使其达到临界;再将此反射环依次渐渐向堆芯上部没有被围起来的部分移动,就可保持堆芯燃料常年处于临界。由于该种反应堆使用传热性能优良的金属燃料,所以即使是满功率运行,燃料温度也较低,这样因功率上… 相似文献
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提出了一种长寿期钠冷快堆的堆芯换料设计。基于增殖焚烧的燃耗策略,通过定期径向倒料,堆芯在不换料的情况下能够维持较长时间的临界,进而实现反应堆的长寿期设计。在本次方案设计中,采用一次通过的燃料循环方式,以U-Zr合金作为燃料材料,有利于防止核扩散;采用非均匀的布料方案,有利于内增殖组件的增殖以及展平堆芯功率分布;采用内收敛的径向倒料方式,有利于增殖组件的增殖与焚烧,提高堆芯寿期。初步计算结果表明,这种倒料策略是可行的。反应堆可以通过堆内倒料,实现38年不换料的运行,并且卸出的增殖组件可以用作下一个新堆芯的驱动组件,使新堆芯达到临界。堆芯关键参数都在现有长寿期快堆概念设计的可接受范围内。 相似文献
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规则床模块堆是燃料球呈规则堆积的一种先进的模块式高温气冷堆设计。燃料球在平面上成正方形排列,四个球的中心是次一层球的位置,形成正四棱锥堆积。当燃料球落入被做成一定几何形状的堆芯空腔时,就自动形成规则堆积。燃料球可以从反应堆顶部装入和卸出,能够在较短的停堆时间内完成换料操作。规则床堆芯是一种密实体,具有很强的结构适应性和稳定性。在模块化设计中,保持非能动冷却和限制最高燃料温度的条件下,它能够提高输出功率和降低堆芯压降,同时还兼有球形燃料堆和柱状燃料堆的主要优点。本文介绍规则堆积床特性和预测规则床模块堆的设计性能。 相似文献
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华龙一号(HPR1000)压水堆核电厂最显著的技术特征是反应堆采用由177个燃料组件构成的堆芯(简称“177堆芯”),具有完全的自主知识产权。为深入分析其特点,本文介绍了“177堆芯”的主要技术特征,并在燃料组件及控制棒组件数目方面与157个燃料组件构成的堆芯(简称“157堆芯”)进行了对比分析;对2种典型反应堆堆芯(“177-A堆芯”与“177-B堆芯”)装载方案的异同进行了叙述和评价。结果表明,与“157堆芯”相比,“177堆芯”在安全性和经济性方面更有优势;2种典型堆芯的首循环装载布置各有所长,在可燃毒物选材上,“177-B堆芯”优于“177-A堆芯”。最后,从取消堆芯中央位置控制棒组件、设置堆芯径向金属反射层、实施无中子源启动、分批装载自主化燃料组件以及优化堆芯活性段长度等5个方面给出了HPR1000反应堆堆芯的优化建议。 相似文献
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CANUDU重水堆燃料管理 总被引:1,自引:1,他引:0
论述秦山三期核电站所采用的CANDU-6反应堆的燃料管理,CANDU堆的换料是带功率刊物 ,这一特征使得它的堆内燃料管理与必须停换料的反应堆有明显的不同。CANDU堆燃料管理有设计和运行两方面的内容。 相似文献
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由于结构紧凑和采用模块化及非能动安全技术,一体化压水堆(IPWRs)特别适合于舰船核动力装置的应用。本文研究对象为基于固有安全一体化动力堆UZrHx和俄罗斯一体化压水堆ABV-6M的运行特点而概念设计的一体化压水堆。堆芯采用弧形板状燃料元件,直流蒸汽发生器形式为套管式,利用3个回路的自然循环排出堆芯余热的非能动余热排出系统以及一套能动的停堆冷却系统。运用RE-LAP5/MOD3.4程序对该反应堆在全船断电事故工况下反应堆停堆,非能动余热排出系统和能动停堆冷却系统分别投入运行进行仿真计算,分析其热工水力动态特性,保证堆芯安全。 相似文献
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反应性控制系统的设计是反应堆物理设计的主要内容之一。熔盐堆采用熔融的氟化盐混合物作为燃料,由于核燃料的特殊性,熔盐堆在反应堆设计方面与传统固体燃料反应堆有着较大区别。本文鉴于熔盐堆的特殊性,针对2 MW液态燃料钍基熔盐堆(Thorium Molten Salt Reactor-Liquid Fuel,TMSR-LF1),提出多种停堆方式,包括排燃料盐、套管中注中子毒物、改变燃料盐成分、改变堆芯石墨栅元数,并进行了计算分析。分析结果表明:往套管中注入中子毒物是在控制棒失效的情况下很好的替换停堆方式;燃料盐成分可调,是熔盐堆本身具有的特点,因此往燃料盐中添加BF_3、LiF-BeF_2-ZrF_4、LiF-ThF_4,是调节堆芯反应性很好的方式;改变石墨栅元数也可以使反应堆停堆。本研究分析可以为熔盐堆停堆方式提供技术储备和理论参考。 相似文献
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堆芯功率能力分析是在确定的反应堆运行模式下研究堆芯功率分布的控制,以满足核电厂在Ⅰ类工况下电厂机动性要求和Ⅱ类工况时安全性要求。传统的功率能力分析方法,比如综合法或较为先进的三维分析方法,均是计算功率分布相应的关键安全参数,并验证关键安全参数满足相应的设计准则。对于使用在线功率分布监测系统的压水堆,功率能力分析方法计算满足设计准则的最大功率水平。以西屋3DFAC方法为基础,给出裕量法功率能力的计算模型;并采用裕量法进行三门核电厂首循环特定燃耗步的功率能力分析,证明裕量法计算模型的合理性。裕量法计算模型不仅有助于工程设计人员快速掌握AP1000核电厂的功率能力分析方法;同时也为其他具有堆内监测系统的反应堆的堆芯功率能力分析提供参考。 相似文献
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燃料组件的几何结构和栅格参数显著影响铅铋反应堆的物理/热工特性,采用不同几何结构燃料组件的堆芯在相同换料周期、热工限值约束下的临界尺寸、燃料装载量存在差异。本文开展小型轻量化铅铋反应堆的燃料组件几何结构研究,通过建立铅铋反应堆堆芯模型,选取棒束型、环形、蜂窝煤型燃料组件方案,比较分析了3种方案在堆芯尺寸、燃料装载量、冷却剂流通面积、包壳和气隙体积相同和在换料周期为10 a、稳态热工安全裕量基本一致条件下堆芯的燃耗特性、反应性系数、稳态热工特性参数。结果表明:相比于棒束型与环形燃料组件,蜂窝煤型燃料组件良好的稳态热工特性与较硬的中子能谱,采用蜂窝煤型燃料组件的堆芯可以实现更小的堆芯尺寸及燃料装载量,具备显著的膨胀负反馈,同时能够有效展平功率分布和降低堆芯压降,是有利于铅铋反应堆小型化及轻量化的燃料组件方案。 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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骆邦其 《核工程研究与设计》2001,(38):1-5
CNP1000核电站是我国正在进行概念设计之中的100万千瓦级核电站。为了提高核电站的可靠性、安全性和经济性,CNP1000核电站将要采用18个月长寿期换料和满足15%的线功率裕量的设计方案。本文同时计算了线功率为427.61W/cm和395.69W/cm两种堆型的大破口失水事故和线功率裕量。分析表明,采用177盒燃料组件,线功率为395.69W/cn的反应堆更容易达到15%线功率裕量。 相似文献