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压水堆核电厂启动过程中,次级中子源为堆外源量程探测器提供本底计数率,避免测量盲区,确保反应堆安全启动。但次级中子源的引入会为核电厂带来较大的经济和环境负担,同时也需承受次级中子源破损等带来的风险。为此,可使用受辐照燃料组件的自发裂变中子源进行替代,即无源启动方式。通过研究堆外源量程探测器计数率的理论计算方法,并基于运行电厂测量数据进行分析验证,为源量程探测器计数率的理论预估提供了较为完善的理论方法流程。本文结果可为无源启动源量程探测器计数率分析提供支持,同时也可用于次级中子源装载量或布置位置的优化分析等。 相似文献
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秦山核电厂一期的运行时间已超过三十年,该反应堆为我国核反应堆建造、运行、延寿乃至退役,提供了丰富的实测数据,为我国新一代反应堆核电厂—华龙一号的设计、建造、运行、维护提供了宝贵的参考数据。本文利用秦山核电厂一期反应堆压力容器的母材段、焊缝段及主管道测试数据,对自主研制的三维中子-光子-电子输运蒙特卡罗软件(JMCT)进行实验验证,模拟结果显示,JMCT软件屏蔽计算具有很高的模拟置信度,计算分辨率超越商业软件1~2个量级。 相似文献
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不同材料模样实型铸造铸钢件表面增碳研究 总被引:3,自引:0,他引:3
试验研究了EPS、PMMA、共聚物(EPSPMMA为37)模样铸钢件(16Mn角件)表面增碳的规律,认为铸钢件表面增碳具有严重的不均匀性,并且从内浇道沿钢液充填流线方向增碳程度逐渐增大。PMMA、共聚物模样可显著减轻EPS模样铸钢件表面增碳 相似文献
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目前,铀钚混合氧化物(MOX)燃料已成为一种可用于商业核电厂成熟再循环核燃料。经过燃耗过的燃料在正常停堆或事故后停堆时会产生大量的衰变余热,而乏燃料衰变热是事故分析、余热排出系统和乏燃料池冷却系统设计的重要输入参数之一。UOX乏燃料中裂变产物主要来自于U和Pu等可裂变核素的裂变,U贡献最大;MOX乏燃料裂变产物主要来自于U、Pu和Am等可裂变核素的裂变,Pu贡献最大。UOX乏燃料衰变热可使用ANS—5.1的方法进行计算,但ANS—5.1中的衰变热计算方法不完全适用于MOX燃料。MOX燃料是核燃料可持续发展的重要途径,因此必须研究采用新方法计算MOX乏燃料的衰变热。该文研究使用ANS—5.1计算MOX乏燃料裂变产物衰变热,再使用ORIGEN—S程序计算MOX乏燃料的重核衰变热贡献份额,综合得到MOX乏燃料的总衰变热。 相似文献