使用大亚湾核电站乏燃料的池式堆概念核设计

计算了使用大亚湾核电站乏燃料的池式堆所需的组件数,分析了^135Xe,^149Sm和^241Pu对反应性的影响及乏燃料冷却时间与循环长度的关系,指出抽掉含钆棒能够增加循环长度。设计了使用大亚湾核电站乏燃料的池式堆堆芯布置方案?从核设计的角度进一步阐明了这种堆型的可实现性。     

堆外核仪表系统(RPN)的预设效验系数理论计算

用蒙特卡罗方法及程序模拟给出了某核电厂堆内各组件(节块)对堆外探测器的响应矩阵。通过响应矩阵算出堆外探测器各节电流及堆外核仪表系统(RPN)刻度系数,进而得到堆芯热功率水平(Pr)及堆芯轴向功率偏差(△I)。过不同循环、不同氙振荡理论计算与实验对比,表明数值模拟是可行的,计算结果完全满足精度要求。     

评AP1000堆芯设计

根据美国用户要求文件(URD)对3代压水堆核电厂的某些要求,比较AP600和AP1000核电厂的某些设计参数。建议三门核电厂和海阳核电厂取消机械补偿(MSHIM)基荷运行模式及复杂的堆芯设计。     

反应性平衡方程及其应用

１引言稳态堆物理计算的基本出发点是中子守恒。由中子守恒推导出的中子输运方程及其扩散近似是描述堆物理现象的基本方程。反应堆核计算的绝大部分内容是用扩散方程完成的。但对某些堆物理现象的研究来说，扩散方程应用起来并不方便，需要寻找中子守恒的另一种表达形式。...     

压水堆核电厂燃料管理工作及规程

压水堆核电厂的燃料管理工作包括核燃料采购及乏燃料处置；堆外燃料管理；堆内燃料管理；堆芯管理及燃料性能跟踪。为了保证燃料管理工作的质量及效率，核电厂应建立一套完整有效的燃料管理规程。规程分为四个层次：主规程；管理规程；执行规程及技术规程。本文简要介绍压水堆核电厂燃料管理的工作内容及规程结构，供有关方面参考。     

新一代压水堆核电站的热工裕量

本文简要介绍并比较美国用户要求文件（URD）及欧洲用户要求文件（EUR）对新一代压水堆（APWR）核电站热工裕量的要求,讨论了热工裕量的定义和计算方法。     

压水堆加钍(ThO_2)六角形组件堆芯物理特性的初步探讨

压水堆加钍（ＴｈＯ２）六角形组件堆芯物理特性的初步探讨姚增华△陈志成钱元春＊叶建青＊包伯荣张家骅（中科院上海原子核研究所）△（广东核电合营有限公司）＊（上海核工程研究设计院）关键词压水堆钍利用Ｕ－２３５富集度栅距Ｋｅｆｆ快／热通量比１引言钍－２３２是...     

堆物理计算中的低维等效

给出堆物理计算中低维等效的定义。引入泄漏曲率B_L~2的概念。以轴向一维等效为例,用中子守恒和权重余量法分别从物理上和数学上推导出轴向一维等效扩散方程。编制了计算一维等效参数的YPARAM程序。用一个试验三维问题比较了一维和三维的计算结果。一维等效方程的近似解误差在工程设计精度范围以内。     

压水堆象限功率倾斜研究

根据大亚湾核电站实测数据及法国电力公司（ＥｄＦ）提供的某些数据,从反应性平衡方程出发,应用核设计软件分析研究引起象限功率倾斜比超限的根本原因。针对此根本原因提出了降低三环路压水堆核电站换料堆芯象限功率倾斜的方法,并在大亚湾核电站第４循环的设计中得到证实。发展了一种模拟象限功率倾斜的数值模型及预测换料堆芯象限倾斜比的方法。与实测数据相比,预测值的精度是令人满意的。     

M310压水堆的改进--不调硼负荷跟随研究

对大亚湾核电站和岭澳核电站的M310压水堆进行了不调硼负荷跟随研究.使用西屋公司APA堆芯核设计软件.从分析负荷跟随运行时的反应性变化入手,根据不调硼负荷跟随的需要重新设计控制棒价值和控制棒分组,在不改变M310压水堆现有控制棒数量和位置的前提下,实现不调硼负荷跟随.通过人为引入燃耗倾斜,并改进过渡过程,使M310压水堆不仅在实施不调硼负荷跟随时轴向偏移能够满足G模式的梯形图,同时还具备良好的实时反应能力.将这种不调硼负荷跟随加G模式梯形图的运行模式称为BTP运行模式(BTP为"不调硼"的汉语拼音缩写).从原理上证明在M310压水堆上BTP运行模式是可行的.