高燃料利用率改进型压水堆的一般特性

高燃料利用率改进型压水堆(APWR)的主要特点是:保持普通压水堆(PWR)电站的一回路系统不变,堆芯改用稠密栅格,燃料中加钚.中子物理研究表明,如果每次换料用7.5%浓缩度的易裂变钚,转换比可超过0.9,燃耗约可达45000兆瓦·日/吨重金属.慢化剂空泡系数计算为负值。APWR 堆芯压降高的问题,略微降低冷却剂流量即可解决。尽管与反应堆安全有关的一些参数,如空泡系数、临界热通量裕度、堆芯紧急冷却性能的理论计算,必须由实验验证,但是高转换比压水堆的均匀化概念看来是可行的.     

压水堆核电站的调试启动(一)

一、概述压水堆核电站是当前世界上各类核电站中最成熟的类型之一,经若干代的发展与改进,已趋于大型化、系列化与标准化。在国外,一座100万千瓦级压水堆核电站的建设总工期为60个月(若包括领取执照的时间为96个月),建设进度大致如图1所示,而一座同规模火电站的工期为36—48个月。所以,核电站的施工工期比同规模火电站要多2年左右(不包括前期工作),或3—4年左右(包括前期工作)。其主要原因是核电站的设计和建造程序较为复杂,设备的移交周期长,工艺标准较高,对各项试验的要求较     

钠冷快堆核电厂瞬态特性及固有安全性研究

快中子增殖堆能更有效地利用核燃料,将是用于核电生产的新一代动力堆。快堆安全分析是快堆研究工作的基础和重点。为此建立了模块式结构钠冷快堆核动力厂系统的数学模型,采用计算机仿真方法,在微机上完成了钠冷快堆超功率、失流及失热阱多种事故的瞬态分析。计算结果可与国外大型程序相比较,以此为依据,探讨了为确保钠冷快堆固有安全性应采取的措施。     

内融冰式蓄冷实验台的设计

本文设计了内融冰式冰蓄冷实验台,介绍了该实验台的结构及构成,提出制冰和融冰过程的实验步骤,说明其测量方法。     

压水堆事故工况下放射性裂变产物向环境转移和释放的理论计算

本文建立了分析压水堆事故工况下惰性气体、元素碘、甲基碘和气溶胶粒子等气载裂变产物由安全壳向环境转移和释放的多仓室安全壳模型——FIPREA 模型。此模型考虑了单层、双层和半双层三种型式的安全壳中堆芯源项、自然沉积、过滤器捕集、喷淋液吸附及泄漏等因素对气载裂变产物浓度变化的影响。根据此模型编制了分析裂变产物去除及对环境释放情况的计算程序。本程序可用于核电站设计或安全评审时事故释放量的分析计算。     

内融冰式蓄冰桶的理论计算

介绍内融冰式冰蓄冷系统的蓄冰、融冰传热计算数学模型，编制程序，计算冰层厚度、盐水出口温度、蓄冰桶效能、蓄（融）冰时间、蓄（释）冷量等参数，为设计提供依据。     

压水堆核电站的调试启动(三)

4.低功率物理试验低功率物理试验主要是在热态稍高于零功率时进行堆的物理特性试验,以取得反应堆运行所需要的数据,校核理论计算。试验时,蒸汽排入冷凝器或大气。压水堆低功率物理试验的主要项目和内容见表4。(1)控制棒价值和硼价值的测定 控制棒组件的效率与中子通量平方成正比。因此,不同径向位置的控制棒因堆内中子密度分布的不同而对中子有不同的吸收效率。从一根控制棒来说,在活性区不同高度时,它的单位长度的中子吸收能力也有明     

秦山核电厂在假想失水事故工况下放射性碘的辐照后果预测

本文根据压水堆假想失水事故工况下放射性碘在安全壳中的转移和向大气环境扩散的计算模型,编制了计算程序SRIC,并用该程序对秦山核电厂最大假想失水事故短期内由放射性碘所引起的辐照后果进行了预测计算。     

钠冷快堆核电厂瞬态特性及固有安全性研究

快中子增殖堆能更有效地利用核燃料,将是用于核电生产的新一代动力堆。快堆安全分析是快堆研究工作的基础和重点。为此建立了模块式结构钠冷快堆核动力厂系统的数学