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中国实验快堆燃料破损在线系统的计算机监控系统是快堆控制系统的组成部分,系统通过监测反应堆气腔内裂变产物比活度的变化,判断在反应堆活性区是否存在燃料棒包壳破损,并按给定的报警阈值在控制室发出声光报警信号。 相似文献
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中国实验快堆燃料破损覆盖气体监测系统投入运行状态时,从反应堆主容器覆盖气体气腔来的高温氩气中含有钠蒸汽,为避免由于温度降低钠蒸汽冷凝成固态堵塞管道,需通过热工计算了解介质从主容器流出进入本系统管道后的传热情况,以采取相应的措施避免上述问题的发生,使系统正常运行。 相似文献
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水冷反应堆包括轻水堆和重水堆,轻水堆分为压水堆和沸水堆;重水堆分为加压重水堆和加拿大的氘铀堆。国际上把它们归为一类进行研究。本文涉及的破损燃料元件的在役检测和处理包括:反应堆运行时的检测;换料时或换料后的检测;在燃料组件内鉴别破损的燃料棒;燃料组件的监测、拆卸和修复;破损燃料棒拆出后的检测,破损定位与修补。 相似文献
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水冷反应堆包括轻水堆和重水堆,轻水堆分为压水堆和沸水堆;重水堆分为加压重水堆和加拿大的氘铀堆。国际上把它们归为一类进行研究。本文涉及的破损燃料元件的在役检测和处理包括:反应堆运行时的检测;换料时或换料后的检测;在燃料组件内鉴别破损的燃料棒;燃料组件的监测、拆卸和修复;破损燃料棒拆出后的检测,破损定位与修补。 相似文献
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中国实验快堆(CEFR)燃料破损在线检测系统包括覆盖气体和缓发中子两部分,该检测系统可按工艺流程实现各类电磁阀、电动截止阀、气泵的开启控制和状态显示,各关键管路的流量、压力及温度的检测和报警记录,最后实现覆盖气体和缓发中子的报警检测,并将记录实时传到快堆监控系统。 相似文献
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华龙一号(HPR1000)反应堆是我国具有自主知识产权的三代核电压水堆堆型。其堆芯由177个燃料组件组成,不仅具有较高的堆芯输出功率,而且具有较低的线功率密度使其具备较高的安全裕量。HPR1000反应堆平衡循环采用18个月换料策略,核电厂可利用率超过90%。采用IN-OUT换料方式,平均批卸料燃耗大于45000MW·d/t(U)。堆芯具有很好的反应性负反馈固有特性,仸何运行状态下的慢化剂和燃料温度效应均为负值。HPR1000反应堆采用2套独立的停堆系统,紧急停堆情况下即使1束最大价值的控制棒被卡在堆外,反应堆也能被快速有效地带入到停堆状态幵保证足够的停堆裕量。HPR1000反应堆采用了机动性较好的Mode-G运行方式,基于Mode-G运行方式,HPR1000可以迚行负荷跟踪、负荷阶跃等机动运行。同时采用了在线监测系统,可以实时监测反应堆运行过程中的三维堆芯功率分布。 相似文献
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Sadao UCHIKAWA Tsutomu OKUBO Teruhiko KUGO Hiroshi AKIE Renzo TAKEDA Yoshihiro NAKANO Akira OHNUKI Takamichi IWAMURA 陈世君 《国外核动力》2008,29(1):1-8
提出了一种基于轻水反应堆(LWR)技术丰富经验、应用灵活的燃料循环的革新型水冷反应堆(FLWR)概念设计。该设计的目的是通过两个阶段的钚多次循环,实现有效和灵活地利用铀和钚的资源。在第一阶段中,FLWR堆芯是实现高转换型堆芯的概念设计,基本上平稳地保持现有轻水堆和来自轻水堆铀-钚混合氧化物(MOX-LWR)燃料技术的技术连续性,从技术的观点看没有重大的差异;第二阶段的堆芯将是一种慢化剂-减少型水冷反应堆(RMWR)堆芯的概念设计,达到大于1.0的高转换率。钚(Pu)的多次循环,对于长期持续的能量供应是有利的。FLWR是一种沸水堆型(BWR)反应堆,其堆芯设计特点为:堆芯呈短粗状,装载以三角形的栅格排列的燃料棒组成的六角形燃料组件,装有高富集度的混合金属氧化物(MOX)燃料和Y形控制棒。堆芯在两个阶段中使用一致的和相同尺寸的燃料组件,因此在反应堆运行寿期内,在同一个反应堆系统中,前一个反应堆堆芯概念设计可以过渡到后一个堆芯概念设计,这样就可以灵活地响应天然铀资源未来情况的预期变化,或建立金属氧化物乏燃料的经济的后处理技术。
完成了堆芯设计的详细研究,结合其他有关的研究,迄今为止所获得的结果已经表明所提出的这种反应堆概念设计是可行并具有发展前景的。 相似文献
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【美国《核新闻》2002年11月刊报道】 2002年9月20日美国能源部部长宣布,美国、阿根廷、巴西、加拿大、法国、日本、韩国、南非、瑞士、英国等10个国家已同意开发6种第四代核反应堆概念。协议是在2002年9月19~20日在东京召开的第四代核反应堆国际论坛(GIF)的一次会议上达成的。 要开发的6种能源概念是: 气冷快堆系统 铅合金液态金属冷却快堆系统 熔盐反应堆系统 液态钠冷却快堆系统 超临界水冷堆系统 超高温气冷堆系统 气冷快堆系统(GFR) GFR系统是快中子谱氦冷反应堆,采用闭式燃料循环。像热中子谱氦冷堆一样,氦冷却剂出口的… 相似文献
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提出了一种新型的超临界水堆概念设计:混合能谱超临界水堆,它包括慢谱区和快谱区两部分.其慢谱区燃料组件采用双排燃料组件,快谱区采用简单的正方形栅元燃料组件.慢谱区与快谱区的燃料组件都采用同向流动方式来简化堆芯设计.慢谱区的冷却剂出口温度远低于整个堆芯的出口温度,这大大降低了慢谱区包壳的温度峰值.此外,由于快谱区冷却剂密度很小,流速很高,故可采用较大的栅元结构,这有效地降低了包壳周向局部传热不均匀性.所以混合堆在充分继承慢谱、快谱堆芯优点的基础上,弥补两者的不足. 相似文献
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利用反应堆互功率谱密度(CPSD)测试系统对300~#池式研究堆的瞬发中子衰减常数α进行实验研究。堆芯采用低富集度U燃料装载,燃料组件有一定燃耗。测试系统以PCI-6143高速同步数据采集卡(DAQ)为测试硬件,以Labview8.5程序为开发软件;利用紧靠堆芯对称布置的2路γ补偿电离室探测器获得中子在堆内的连续电流信号,该信号输入到测试系统后,再应用数据采集和数据处理分析程序得到互谱密度,最后用非线性最小二乘法拟合得到瞬发中子衰减常数α为(83.5±0.6)s~(-1),结果与实际运行的情况相符合,表明本次带燃耗的瞬发中子衰减常数α测量是成功的。 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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为了实现用LaBr_3(Ce)γ谱仪实时监测压水堆燃料元件的破损,对该谱仪系统在燃料元件破损监测中的几个关键问题进行了研究。通过实验测试与蒙特卡罗(MC)模拟计算,提出了使用LaBr_3(Ce)γ谱仪测量一回路冷却剂中裂变产物~(135)Xe和~(88)Kr的活度浓度来判断燃料元件是否发生破损的方法,并对该方法进行了验证。对某反应堆一回路冷却剂进行测量的结果表明,基于LaBr_3(Ce)γ谱仪的燃料元件破损监测方法可有效避免监测中的干扰因素的影响,降低了定量测量中的不确定度。 相似文献
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