AP1000电站描述

1999年12月，美国核管理委员会（USNRC）批准了AP600的设计资格证书。这是西方或者是亚洲已经取证的采用非能动安全技术的唯一的核反应堆设计。APl000在2004年9月获得了最终设计审批，预计在2005年12月当收到设计资格证书时将颁发全部许可证。     

RCS－Ⅰ反应堆堆芯模拟程序

本文介绍堆芯三维物理—热工水力耦台计算程序ＲＣＳ－Ｉ（ＲｅａｃｔｏｒＣｏｒｅＳｉｍｕｌａｔｏｒ）．其中子学模型采用先进的粗网格节块格林函数法，热工水力计算模型采用于通道分析方法．通过考虑多种反馈，该程序比较真实地描述堆芯的燃耗过程，具有临界、燃耗、中毒、跟踪和倒料等多种功能，可用于动力堆和研究堆的设计．     

微堆中子活化法测定硒鸡蛋中硒含量

利用核反应７６＾Ｓｅ（ｎ，γ）＾７７Ｓｅ＾ｍ，热中子活化法，在微型反应堆上测定不同浓度硒饲料喂养的鸡所生蛋的蛋黄、蛋清和蛋皮中硒含量。结果表明：饲料中加入硒越多则鸡蛋中硒浓度越高，硒鸡蛋各组份中蛋黄含硒量最高，蛋清最低。     

世界钠冷快堆运行经验

<正>【法国《核综论》2010年第3期报道】截至2009年年底,包括试验堆和动力堆在内,全球先后共建成并运行了18座钠冷反应堆,累计运行403年。如果除去试验堆,用于发电的快堆有6座,分别是英国的原型快     

压力容器-保温层流道变形条件下临界热流密度试验研究

针对压力容器外部冷却(ERVC)应用中的压力容器-保温层流道(RPV-保温层流道)变形问题,利用提高临界热通量影响因素(FIMR)的试验装置,在相同流量范围开展了变形条件下壁面临界热流密度(CHF)的试验研究,分析了流道变形和流量变化对压力容器(RPV)下封头壁面CHF的影响规律,获得了流道变形情况下ERVC的安全裕度。结果表明:随着RPV下封头角度升高,循环流量增加,下封头壁面CHF增大;与原型流道相比,变形流道下封头壁面CHF的变化幅度小于7%,流道变化的影响并不显著;变形流道中,下封头壁面安全裕量最小的位置与原型流道相同,其安全裕量略有提高。     

CANDU9设计的演变

CANDU加压重水反应堆 (PWHR)作为世界上最成功的动力堆赢得了很好的声誉 ,自 196 2年以来加拿大就有 CANDU机组运行 ,而国外则从 1972年开始有该类型机组运行。在北美、南美、欧洲和亚洲均已建有 CANDU型机组。 CANDU型反应堆可安全、可靠、经济地运行。用天然铀作燃料、用重水冷却和慢化以及不停堆换料等特点体现了 CANDU方案的远见卓识 ,设计的独创性和非常可靠的发电能力。由加拿大原子能有限公司 (AECL)设计的 CANDU产品系列 ,包括众所周知的CANDU 6型 (70 0 MWe级 )动力堆以及更大的 CANDU 9型 (90 0 MWe级 )动力…     

高温气冷堆舱室抗商用飞机撞击的耦合数值分析

本文建立了大型商用飞机撞击典型高温气冷堆核电站反应堆舱室的非线性有限元模型,计算中混凝土舱室直接采用工程用钢筋混凝土的损伤塑性本构模型,飞机结构采用Johnson-Cook本构模型。对飞机高速撞击高温气冷堆核电站反应堆舱室非线性撞击过程进行模拟计算,得出正面和侧面撞击条件下的撞击载荷曲线、撞击位移云图、反应堆舱室混凝土破坏情况等结果。评估表明,反应堆舱室结构在撞击条件下的整体损伤微小,可为保护内部关键设备提供重要的屏障功能。