堆芯设计相关论文
为解决铅铋反应堆多因素耦合影响下的复杂非线性多维优化问题，构建了基于径向基（RBF）代理模型预测、正交拉丁超立方抽样（OLHS）和小生境......
核能的发展对于保障我国的能源安全,实现低碳环保具有显而易见的战略地位,而日益增多的乏燃料限制着核能的可持续发展。在加速器技......
作为第四代核反应堆六种主要堆型之一,铅冷快堆在永续性、安全性、经济性和运行经验等方面都具有突出的优势。为保证铅冷快堆堆芯......
模块式小型反应堆(SMR)是一种新型的核能系统。“玲龙一号”反应堆(ACP100)是我国完全自主创新的多用途模块化小型压水反应堆。本......
简要介绍了中科华核电技术研究院堆芯设计平台建设项目背景,重点阐述了堆芯设计平台项目建设过程和运维管理措施,最后提出该平台的......
制造使用MOX燃料是处置钚的有效方式，对实现闭式燃料循环有重要意义。本文以秦山二期反应堆堆芯设计作为参考，针对MOX燃料特性作出一......
本文高温气冷堆在先进核能系统中的地位、发展历程和现状，简要描述了高温气冷堆的一般技术特点，在安全性和经济性方面的特点。重点分......
本文介绍了利用法国的ERANOS程序系统，初步计算了CEFR堆芯的稳态中子学特性，并将计算结果与原有的CEFR堆芯物理特性的设计参数进行了......
反应堆堆芯功率分布是关系到反应堆安全性和经济性的重要参数。随着堆芯设计非均匀性和复杂性的不断增大，对传统的功率分布和精细功......
行波堆通过点火区裂变中子驱动增殖区的238U转换和裂变，理论上可以利用增殖燃烧波的移动，将堆内装载的238U高效利用，是裂变能应用的一......
研究设计了基于中国实验快堆(China Experimental Fast Reactor,CEFR)的小型“行波”概念堆。采用中子输运程序MCNP和点燃耗程序OR......
基于Gas Dynamic Trap(GDT)装置的实验进展,提出了用于驱动聚变裂变混合堆包层的聚变堆芯参数设计.基于零维堆芯物理模型,计算分析......
For designing and optimizing the reactor core of modular pebble-bed fluoride salt-cooled high-temperature reactor(PB-FHR......
基于Gas Dynamic Trap（GDT）装置的实验进展,提出了用于驱动聚变裂变混合堆包层的聚变堆芯参数设计。基于零维堆芯物理模型,计算分析......
多功能聚变工程实验堆（FDS-MFX）是FDS团队提出的一个用于验证聚变和混合示范堆相关技术的概念，其可作为中国聚变工程实验堆（CFETR）的候......
欧洲用户要求文件（EUR）明确指出，下一代欧洲非能动电厂（EPP）反应堆堆芯燃料设计必须优4EU02燃料组件配置，具体的措施是允许采用多达50％的......
针对气冷快堆温度反应性系数较小、在瞬态事故中由温度变化造成的负反馈弱的问题,本文提出一种增强气冷快堆负反馈效应的优化方法......
对环形UO2燃料及环形MOX燃料组件参数的计算方法进行了研究。设计了包含193盒环形UO2和MOX燃料组件的混合型长周期（18个月）堆芯方案......
简介了分形理论的发展情况与基础，指出因核反应具有一定的自相似性，符合分形理论的基本特征。进一步研究，也许可以对堆芯的布置产生促......
为了比较常规快堆与行波堆的堆芯特性，以最大卸料燃耗300000MWd／tHM为目标，设计了高燃耗快堆（HBFR），给出了堆芯的物理学设计方案。采用六......
摘 要：小型反应堆是等效电功率小于300 MW的反应堆，具有易于实现固有安全性和非能动安全性、能够灵活地满足不同的用户需求等特点，符......
上海核工程研究设计院自主开发的三维堆芯节块程序SHANG已于2001年正式应用于秦山30万千瓦核电厂的换料堆芯设计和燃料管理分析。......
针对超临界水堆堆芯内流体物性分布非均匀性显著、核热反馈强烈的特点，建立了适用于超临界水堆运行环境的、基于燃料棒层面的精细化......
提出了一种新型的超临界水堆概念设计：混合能谱超临界水堆，它包括慢谱区和快谱区两部分。其慢谱区燃料组件采用双排燃料组件，快谱区采......
在保持堆内构件设计、燃料组件机械设计以及控制棒设计和布置不变的前提下,对大型压水堆应用MOX燃料进行初步研究。在遵守与UO_2堆......
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......
【英国《国际核工程》2005年3月刊报道】南非球床模块堆（PBMR）项目2004年获得政府拨款，签订了几个主要合同。此外，该项技术出现新的发......
秦山二期核电厂反应堆堆芯核设计吸取了近年来压水堆电厂先进的设计思想，采用低线功率密度堆芯，提高了堆芯的安全裕度，不同富集度的燃......
我国已经建成了以富集度为12.5%的UO2为燃料的医用中子照射器（IHNI）,基本满足硼中子俘获治疗（BNCT）的要求。作为第一座医用中子照射器,......
根据硼中子俘获治疗（BNCT）中子源的要求，在高浓铀为燃料的微型反应堆（MNSR）的基础上，以富集度19．5％的U02为燃料，将其堆芯低浓化并且添加水平......
通过对已经完成的中国实验快堆(CEFR)施工设计进行总结和提炼,全面概述了CEFR设计中体现自主创新的思想、方法、经验和成果,客观评......
内冷式压水反应堆(IPWR，Inverted Pressurized Water Reactor)由Malen于2009年在轻水堆中循环利用核废料和利用氢化物燃料嬗变錒系......
台山核电厂采用了第三代压水堆核电技术的CEPR。堆芯采用较大的堆芯尺寸,降低了堆芯的线功率密度,提高了中子经济性;控制棒使用T模......
行波堆是一种革新概念反应堆，堆芯内易裂变核素原位产生并消耗，寿期内反应性波动小，重要物理特性参数保持一定形状不变在堆内传播。行......
研究发现,排空熔盐、向冷却剂中注入毒物均可作为球床先进高温堆第二套停堆系统的辅助系统,但相比向堆芯注入毒物熔盐,排空熔盐对......
作为第四代核能系统中唯一的水冷堆,超临界水冷堆(Super-Critical Water-cooled Reactor,简称SCWR)在经济性、经验延续性、技术成......
CPR1000压水堆核电站是中广核集团20多年来经过渐进式改进和自主创新形成的中国改进压水堆核电站。CPR1000的参考设计是岭澳II期核......
给出了径向和轴向倒料行波堆堆芯的详细设计,通过燃耗计算软件MCORE对两种堆芯进行了分析计算。对于轴向行波堆,得到了稳定的核子......
与传统压水堆相比，内冷式压水反应堆(IPWR，Inverted Pressurized WaterReactor)从几何上改变了冷却剂和燃料的位置，这种几何就叫做内......
成功应用于高温气冷堆的TRISO燃料颗粒,因其包覆层设计特点,具有良好的阻挡裂变产物释放、适应高燃耗和防核扩散等优点,应用于中小......
在全UOX（铀氧化物）堆芯平衡循环的基础上,研究了UOX/PuThOX（钚钍混合氧化物）混合堆芯和UOX/U3ThOX（工业级233 U-钍混合氧化物）混合堆芯的......
针对快堆结构，自主开发了适用于CFR600快堆热工水力设计及优化的程序，并进行了相关测试验证。结果表明，该程序具备快堆全堆图形建模、......
本文对磁流体反应堆的堆芯方案进行了探索,对石墨基体燃料和金属陶瓷燃料进行了比较,选择了金属陶瓷燃料进行磁流体反应堆的设计,......
