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刚直 《中国原子能科学研究院年报》2003,(1):3-6
为论证新燃料组件贮存是否满足核临界安全要求,对CEFR新燃料贮存系统进行核临界安全分析计算。 相似文献
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由于钍首先在反应堆内经过转换或增殖后变成易裂变核素。^233U才能得以真正利用,因此,选择合适的堆型和燃料循环方式来生产和燃烧。^233U是切实有效利用钍资源的关键问题。本文就基于快堆来分析几种由不同燃料驱动和不同堆型匹配方案形成的钍铀/钚燃料循环模式,探讨我国通过快堆利用钍资源比较合理的燃料循环路线。 相似文献
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中国实验快堆临界试验研究 总被引:1,自引:1,他引:0
中国实验快堆作为我国第1座快堆,于2010年7月21日取得首次净堆临界,完成一系列物理启动试验之后逐步取得冷态临界和热态临界。在临界试验过程中,采用了用控制棒进行临界外推的方法,顺利完成了3个状态的临界外推过程。临界试验的分析结果表明所采用的方法是合理有效的,且针对试验的相关理论计算结果是准确的。首次临界和冷态临界的最终临界状态下控制棒棒位的试验结果与理论计算结果的对比表明,两者符合良好。 相似文献
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非能动安全壳冷却系统是先进大型压水堆AP1000核电厂的重要安全系统之一,该系统利用安全壳内及安全壳外空气流道中的自然循环过程将安全壳内的热量带至环境中,大空间内的循环与热分层现象对安全壳内的传热及流动特性具有重要影响。本文基于热分层理论,针对钢制安全壳内、外的自然循环过程,建立一维计算模型,在提高计算效率的基础上,得到安全壳内的温度分布,并与三维模型的计算结果进行了对比,验证了模型的合理性;同时得到了安全壳内压力及组分的分布。 相似文献
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通过现场对比试验,对水囊法的测试精度进行了研究,推导了体积误差和密度误差的关系.实验表明,新型水囊式容积测定仪测试精度较高,具有较大的应用前景. 相似文献
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分析法设计是核电主设备设计的主要方法之一。该方法将结构设计或评定中各输入参量进行偏于安全的假设,以安全-不安全定性反映主设备设计的结构完整性状态。在确定性分析法设计的基础上,本研究基于概率统计理论,利用可靠性及优化分析方法,综合考虑结构设计或评定中涉及的主观不确定性因素(应力线性化路径选取),选取核电主设备典型结构形式——蒸汽发生器过渡锥体段为研究案例,首先对影响应力线性化路径选取的参数进行敏感性分析。随后,优化出最佳应力线性化路径。本研究方法为工程设计中应力线性化路径的选取提供建议。同时,该方法对可靠性理论在ASME核电规范与标准的分析法设计中的应用具有积极意义。 相似文献
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