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论述了高通量工程试验堆堆芯燃料元件的温度-流量测量装置及其测量系统,论述了在反应堆提升功率、首炉全寿期运行试验和第二炉加深元件燃耗试验中仪表燃料元件在稳态与动态测试方面的应用情况,论述了确定肋下热点温度的方法,进行了误差分析,介绍了燃料元件出堆脱水试验。该测量装置成功地用于高通量堆的高功率、深燃耗安全运行,燃料元件 随堆辐照及各种试验研究。装有本测量装置的仪表燃料元件经过两炉运行,积分功率达到9088MWd,最大点燃耗约为64.9%,从而大大提高了高通量堆燃料使用的经济性。 相似文献
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本文对研究试验堆开展同位素生产进行了物理分析。分析了控制棒提棒顺序对同位素产量的影响,提出了提棒因子的概念。依据点堆模型和反应性-燃耗线性公式,得到了同位素的转换比和产量公式。最后根据这些公式,分析了高通量工程试验堆(HFETR)在高浓铀和低浓铀堆芯装载下,堆芯炉的运行寿期、燃料元件装载数量、燃料元件初始平均燃耗和堆芯功率对同位素转换比和产量的影响。结果显示,从小到大提棒、增加堆芯燃料组件盒数和功率水平均会增加堆芯同位素产量,而全年运行段数(运行段间检修时间不变)和堆芯平均初始燃耗增加则起到相反的作用。这些结果已经用于指导反应堆的堆芯装载设计。 相似文献
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研究试验堆堆芯最佳倒料原理及其应用 总被引:1,自引:1,他引:0
本文根据堆芯倒料的基本关系式,提出了不同燃耗深度燃料元件堆芯的最佳倒料原理和由这一原理得出的几点结论。给出了不同倒料方式的计算公式,编制了计算程序并对高通量工程试验堆(HFETR)典型堆芯装载的不同倒料方式作了计算。应用文中提出的堆芯燃料元件耗用指标,分析了HFETR十年来24炉运行的堆芯燃料管理工作。结果表明,应用最佳倒料原理可大量节省燃料元件。本文还讨论了HFETR堆芯燃料管理研究的方向。 相似文献
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一、引言为了获得燃料元件在辐照条件下性能的有关数据及保证高通量堆第一、二炉高功率、深燃耗安全运行,在堆芯K11栅格位置安装了一盒仪表燃料元件。利用它在反应堆运行、停堆、元件出堆期间完成了一系列稳态和动态试验的元件热工测量,为校核堆芯热工设计和摸清高通量堆的性能提供了实测数据。 相似文献
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本文介绍5MW 低功率堆(5MW LPR)的物理设计。堆芯32盒燃料元件按入堆初始燃耗分三区布置,可提供的总后备反应性△k_(eff)=0.09084。后备反应性的裕量很大,运行寿期受入堆元件初始燃耗的限制。卸料元件~(149)Sm 含量的减少释放正的反应性,故在达到平衡氙后的几天里,将会引起控制棒下插。 相似文献
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快中子反应堆二氧化铀燃料元件在高燃耗、高中子注量率、高线功率和高温状况下运行,燃料与包壳材料会发生复杂的物理化学相互作用。燃料元件化学相互作用模型的建立对高燃耗快堆燃料元件的设计非常重要。针对快中子反应堆氧化物燃料元件与包壳材料发生的化学相互作用,采用动力学模型建立了二氧化铀与奥氏体不锈钢、铁素体-马氏体钢包壳材料的化学相互作用模型,并通过实验数据验证该模型。结果表明:建立的快堆二氧化铀燃料与奥氏体不锈钢的腐蚀模型可以成功预测最大燃耗10.8at%、辐照损伤87.5 dpa的包壳腐蚀;建立的快堆二氧化铀燃料与铁马钢的腐蚀模型可以成功预测最大燃耗9.3at%、辐照损伤76.6 dpa的包壳腐蚀。研究结果为高燃耗二氧化铀辐照元件及示范快堆燃料元件的设计和性能预测提供重要的参考价值。 相似文献
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燃料棒堆内瞬态试验是高性能燃料组件研究的重要课题之一。试验的最终目的是确定国产压水堆燃料棒在不同燃耗下运行的破坏阈值,研究其破坏机理,为国产高性能燃料组件的设计积累数据。 瞬态试验的堆内试验于2001年5月在中国原子能科学研究院重水研究堆上进行。试验装置位于反应堆的中央孔道,燃料棒的释热由堆内试验回路带出。试验中燃料棒的功率跃增是通过移动固体中子吸收体实现的,即反应堆在稳定运行时,利用移动固体中子吸收体调节反应堆局部功率的方式,使燃料棒的辐照功率由低功率跃增到高功率。为获取功率测量数据并验证试验的可重 相似文献
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本文采用RMC模拟计算了西安脉冲堆(XAPR)稳态堆芯第1循环燃料元件的精细燃耗分布情况,根据XAPR运行温度制备了多温度点氢化锆的热化截面,计算了零燃耗下XAPR冷态和热态实验的keff。分别考虑燃料棒径向和轴向空间离散化下温度反馈的结果,确定了首循环脉冲堆三维燃耗最深的位置。结果表明,采用燃料棒径向燃耗分区的15 EFPD下D5和G14燃料棒燃耗计算结果较径向不分区的结果更接近实验值,RMC应用于XAPR精细燃耗计算具有较高可靠性,可用于脉冲堆物理计算与安全分析工作。 相似文献
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仪表化压水堆燃料元件的堆内试验研究采用的燃料组件有4根仪表化燃料元件,共安装了12副测量传感器。燃料元件采用双层包壳结构,以提高燃料辐照温度。其中2根燃料元件安装了燃料中心温度传感器和元件表面温度传感器,另外2根安装了膜片式压力传感器。燃料组件上还安装了冷却剂温度传感器和自给能中子探测器等。 相似文献
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第4代核能系统主要候选堆型之一的超高温气冷反应堆(very-high-temperature reactor,简称VHTR)氦气出口温度要求大于1 000℃;从经济性考虑,模块式高温气冷堆的单堆功率愈高愈好,燃料的燃耗深度也愈高愈好,这些对近代低富集度3层包覆颗粒(modern LEU TRISO particles)燃料元件提出了更高燃耗深度和耐更高温的要求.为满足上述要求,本文介绍了ZrC层代替包覆燃料颗粒的SiC层、UCO(UO2 UC2)核芯代替包覆燃料颗粒的UO2核芯和进一步降低现有低富集度3层包覆颗粒SiC层破损率的高温气冷堆燃料元件的研究和发展. 相似文献
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唐春和 《核标准计量与质量》2006,(3):2-12
经过二十多年的研究和发展,研制成功了具有我国自主知识产权的高温气冷堆燃料元件制造技术,为10MW高温气冷堆生产了产炉燃料元件.生产的燃料元件所有性能指标均满足设计要求,平均制造破损率为4.7×10-5,达到了世界先进水平.为了考验燃料元件在堆内正常工况和事故工况下的辐照性能,分别从第一和第二批产品中各取出两个燃料球进行了辐照考验.辐照试验在俄罗斯IVV-2M堆进行,最高燃耗和累积快中子通量分别达到了107000MWd/t(U)和1.31×1021n/cm2,辐照没有引起燃料元件中包覆燃料颗粒的破损.为了满足超高温气冷堆的运行要求,新的ZrC"TRISO"型颗粒燃料有可能代替传统的SiC "TRISO"型颗粒燃料. 相似文献
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冷却衰变时间对球床模块式高温气冷堆在线燃耗测量的影响分析 总被引:2,自引:0,他引:2
球床模块式高温气冷堆(HTR-PM)需要对球形燃料元件进行在线燃耗测量,以决定其是否退出燃料循坏.在燃料元件卸出堆芯到达测量位之前,要经过一段时间的冷却与衰变;这段时间对于燃耗测量过程有较大影响.利用同位素燃耗与衰变分析软件KORIGEN和粒子输运模拟计算软件MCNP相结合的方式,分析了燃料元件冷却衰变时间对燃耗测量过程的影响.结果表明,只要采取适当的γ谱分析方法,冷却衰变时间大于50 h,就可以满足HTR-PM对燃耗测量系统的要求. 相似文献
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为了验证秦山核电厂燃料元件的堆内性能,在重水试验难开展了3×3—2小元件堆内综合辐照考验。本文就影响考验结果的若干技术问题和考验条件进行了仔细的分析,充分论证了该试验具有的实际意义。考验件在堆内经历了相当电厂堆稳态工况和一般事故工况的考验。考验棒最大燃耗达34GWd/tU,棒最大表面热负荷达1.39MW/m_2。在整个考验过程中没有发生考验棒的破损。文章最后就考验结果在验证燃料元件性能及其在电厂堆内安全可靠运行方面进行了评价。 相似文献
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球床高温气冷堆的燃料管理具有燃料球多次通过堆芯的特点,使得燃料元件经历的燃耗历史十分复杂。球床高温气冷堆堆芯物理设计程序VSOP可以提供燃料元件的精细燃耗历史,但仅包含少量燃耗链和核素种类。而清华大学自主开发的燃耗计算程序NUIT可实现精细燃耗计算,且包含完整燃耗链和核素信息,但不具备精细燃耗历史跟踪功能。本文基于NUIT,结合VSOP提供的球床高温气冷堆精细燃耗历史,开发了球床高温气冷堆堆芯的精细燃耗计算功能,搭建了带有精细燃耗历史模拟和精细燃耗链核素的燃耗分析流程,并实现燃耗不确定性分析功能。在此基础上研究了裂变产额不确定性对球床高温气冷堆燃耗计算不确定性的贡献,并与VSOP的计算结果进行对比。计算分析结果显示,基于NUIT的精细燃耗计算结果和VSOP的燃耗计算结果得到了相互验证,且可以得到更多的核素浓度信息,该计算结果是开展球床高温气冷堆衰变热不确定性研究的基础。 相似文献