共查询到10条相似文献,搜索用时 218 毫秒
1.
超临界水冷堆MOX燃料特性分析 总被引:2,自引:0,他引:2
针对超临界水冷堆组件,采用不同Pu含量的MOX燃料进行组件计算,得到不同燃料条件下的燃耗深度、功率分布因子、慢化剂温度反应性系数等结果,并对比分析在超临界水冷堆中应用MOX燃料与应用UO2燃料对组件性能的影响,以及不同Pu含量MOX燃料间的性能区别。分析结果表明,在超临界水冷堆设计中,应用MOX燃料与应用UO2燃料有相似的功率分布,应用MOX燃料可以增加燃耗深度,并有良好的慢化剂温度反应性系数。经过合理设计的MOX燃料可较好应用于超临界水冷堆中,且产生更好的性能。 相似文献
2.
3.
一、前言氢化锆具有良好的核特性:中子与束缚于锆晶格中的氢碰撞时,是按量子化的hv=0.137 eV一份一份地交换能量的。低于0.137 eV的中子不但不失去能量,而且得到一份能量,其几率正比于exp(-hv/KT)。温度T越高,越容易得到能量。从而使氢化锆具有很大的负反应性温度系数,成为良好的固体慢化剂。铀锆合金也可用制备氢化锆基本相同的方法,制成铀氢锆元件。这种元件中,燃料温度的变化与慢化剂的温度变化是“同时”的,使得这种元件的负温度系数是瞬发的。因而用这种元件制成的反应堆具有固有的安全性并能脉冲运行,在科研和同位素生产中得到了日益广泛的应用。 相似文献
4.
针对一种新型的超临界水堆设计方案——混合能谱超临界水堆(SCWR-M)进行分析。混合能谱超临界水堆包括热谱区和快谱区两部分,分别布置在堆芯的外部与内部。它在继承了热谱与快谱超临界堆芯设计优点的同时,有效地克服了两者的不足。对于热谱区,冷却剂与慢化剂同向流动,大幅降低了燃料包壳的表面温度和组件的机械加工难度;对于快谱区,采用多层燃料组件和较大的栅距棒径比p/d,可得到较高的燃料转换比和较小的冷却剂负反应性系数。本工作采用自主开发的基于子通道分析和三维物理计算的耦合程序,对混合能谱超临界水堆的热工性能和中子物理性能(包括燃耗性能)进行研究。初步的耦合分析结果表明了混合能谱超临界水堆设计方案的可行性。 相似文献
5.
氢化锆慢化熔盐堆钍铀转换性能初步分析 总被引:3,自引:0,他引:3
中子能谱对钍基燃料在熔盐堆中的利用效率及温度反馈系数等安全问题有较大影响,所以对熔盐堆新型慢化剂的研究具有重要意义。本工作基于SCALE6计算程序,对不同几何栅元结构的氢化锆栅元组件在熔盐堆的物理性能进行了研究,分别计算了中子能谱、钍铀转换比、~(233)U浓度、总温度反馈系数以及燃耗等中子物理参量。结果表明,减小六边形栅元对边距或者增加熔盐占栅元体积比可以增加钍铀转换比和改善温度反应性系数;当加入的氢化锆慢化剂体积份额为0.1时就可以将熔盐堆~(233)U初始浓度降低到2.5×10~(-2)以内;氢化锆慢化熔盐堆在超热谱条件下,其~(233)U初装载量和超铀核素产量较小,同时堆芯较为紧凑。 相似文献
6.
7.
本文研究了混合能谱超临界水冷堆(SCWR-M)在发生控制棒失控提升事故和弹棒事故这两类反应性引入事故后的反应堆系统响应。首先利用修改的可用于超临界条件下的系统程序RELAP5对混合能谱超临界水冷堆进行系统建模,并计算分析在功率运行工况下事故过程中功率、流量及包壳温度等重要参数的变化趋势,最后对反应性参数如控制棒价值、控制棒抽出速率和负反馈系数进行了参数效应分析。结果表明,在设计工况下混合能谱超临界水冷堆系统可有效地将衰变热导出堆芯,保证了燃料棒的完整性。另外,反应性参数对控制棒失控提升事故的安全性影响不大,但对弹棒事故的包壳峰值温度影响很大,过于保守的反应性参数估计会使安全裕量大为减小。 相似文献
8.
9.
10.
建立改进型快谱超临界水冷堆(SCFR-M)堆芯模型,探讨点火区燃料棒直径和增殖区水棒直径对堆芯转换比的影响,得到合理的燃料组件设计形式。设计并计算6种不同堆芯布置的反应堆增殖特性和空泡反应性,并分析燃料中235U和239Pu成分对堆芯转换比和空泡系数的影响,提高了转换比;研究燃料成分对堆芯转换比的影响。结果表明:减小氢原子数与重金属原子数之比(H/HM),增加堆芯增殖燃料组件数目并采用合理布置可满足堆芯负空泡反应系数,且可以提高堆芯转换比;降低燃料中Pu同位素质量分数可以使堆芯转换比大幅增加,同时使堆芯的空泡反应性系数负值更大;当点火燃料组件采用Pu同位素质量分数为20.8%的MOX燃料,增殖燃料组件采用0.2%富集度235U的贫铀燃料,6号设计方案可以使堆芯的初始转换比达到1.03128,且空泡反应性系数为负,初步达到超临界水冷快堆的增殖要求。进一步对堆芯的缓发中子有效份额、能谱、中子注量率、功率分布进行计算,分析研究增殖堆芯的物理特性。 相似文献