慢化剂温度系数相关论文
控制棒提升极限用于限定控制棒组棒位和可溶硼浓度的范围,以防止慢化剂温度系数突破限值.CAP1400核电厂采用机械补偿运行策略,使控......
本文主要阐述了当今世界压水堆核电厂慢化剂温度系数运行限值的发展以及技术规格书对相关内容的规定的发展现状，结合恰希玛核电厂工......
对以下几种类型的失流事故进行了审核计算:(1)反应堆冷却剂强迫流动部分丧失(一台主泵惰转);(2)反应堆冷却剂强迫流动全部丧失(包......
稳压器安全阀或卸压阀意外开启事故分析是安全审评中的一部分,为此进行了审评计算及评价。稳压器安全阀或卸压阀意外开启会使反应......
慢化剂温度系数(MTC)是反应堆安全稳定运行的重要参数之一,定义为反应堆慢化剂的单位温度变化引起的反应性变化。负的慢化剂温度系......
本文从技术可行性、安全评价和社会经济效益分析的角度,评介了轻水堆中返循环使用铀、钚的历史和现状,涉及反应堆、后处理、转化、......
一、前言 压水堆核电站系统可分为反应堆蒸汽发生器系统和透平发电机系统,即核岛和常规岛。本文主要解说核岛控制系统及有关反应......
文章主要以小型核热电站为例,对二回路主蒸汽管道破裂事故的瞬态过程进行了分析。为核热电站堆芯控制棒、化容系统和蒸汽发生器限......
文章分析了金山核热电站因全厂断电、主泵失去电源和一台主泵卡死等事故所引起的流量丧失瞬态过程。为主泵转动惯量的选择、停堆保......
介绍了秦山核电公司300MW压水堆核电站首次物理启动试验,包括首次临界和低功率物理试验。测试项目包括临界硼浓度,控制棒价值,硼价......
介绍了200MW 低温供热堆的物理设计及使用的计算软件。讨论了堆芯装换料,水铀比的选取以及过剩反应性的控制等问题。并结合首炉堆......
介绍了秦山核电厂首次换料方案的选择过程，利用优化技术寻找燃料组件的最佳布置，目标函数为组件平均卸料比燃耗最大。所选的换料方案......
提出了一种用于低泄漏换料设计中可燃毒物优化配置的新方法，该方法直接采用组件内可燃毒物棒根数作为控制变量，以循环初组件平均功率......
为了精确地计算反应性温度系数，采用动态规划的方法，求出了燃耗过程中控制棒的临界棒位。利用组件计算软件包ＴＰＦＡＰ，计算慢化剂（或燃料）在不同......
简要介绍了大亚湾核电站换料设计的基本原理和内容，以及两个机组第四循环换料设计的主要结果，并与测量值作了比较。计算结果表明，两个......
针对福清核电厂1号机组第2循环换料堆芯,采用压水堆堆芯燃料管理程序包CMS(CASMO5,CMSLINK5和SIMULATE 5)完成堆芯换料设计校算,包......
以采用AFA3G燃料组件的中国改进型三环路压水堆(CPR1000)核电机组为研究对象,对装入反应堆后的正常燃料组件和修复燃料组件的堆芯......
AP1000典型事故包括失去外部电力负荷、失水事故、小破口失水事故、大破口失水事故、失水事故后的长期冷却、主蒸汽管道破裂、弹棒......
摘要：本文主要对4种FCM燃料-SiC包壳概念组件进行中子学分析评价,从安全性和经济性出发,一方面需要组件栅格首先满足欠慢化要求,保......
摘要：反应性系数与反应堆的安全有着密切的关系.在反应堆正常运行工况及事故瞬态下,它起着反应性随外界条件和反应堆状态变化的动态......
负慢化剂温度系数是压水堆自稳自调特性的基础，也是压水堆设计和运行的安全要求。在一定的技术规范的框架内，启动阶段的低功率状态下......
在AP1000核电厂寿期末，维持满功率运行所需的临界硼浓度已经达到约7×10^-6为实现寿期末核电厂满功率运行，必须采取堆芯寿期延长......
次锕系元素是压水堆乏燃料放射性的重要来源之一,237Np在乏燃料次锕系元素中质量占比为50%左右。BEAVRS模型是麻省理工学院计算反......
利用原子核的液滴模型和多普勒效应、空间自屏效应等基本原理,对多普勒发热点的机理和过程进行分析和推论,并探讨温度计选择、测量......
Tc-99在热中子和超热中子能区具有相对较大的俘获截面,在热中子堆中较软的中子能谱有利于Tc-99的嬗变。热中子堆是相比于其它反应......
在非能动核电厂的ATWS事故中,可能由于反应堆冷却剂系统超压而导致系统损坏.本文使用系统分析程序对AP1000核电厂各种系统工况下的......
运行技术规格书是最终安全分析报告第16章的重要组成部分,也是保证核安全的纲领文件,同时也是编制运行规程的根本依据。本文通过比......
CNP1500是一个轻水慢化和冷却的四环路压水堆核电站。反应堆堆芯由205个AFA-3GXL燃料组件组成；堆芯冷态活性段高度为426．7cm；等效直径......
在压水堆中,水铀比和235U富集度是影响中子能谱分布的重要参数。本工作在不同水铀比、235U富集度下分析两群中子能谱随燃耗的变化......
CNP1500是四环路、轻水慢化和冷却的压水堆核电站,反应堆堆芯由205个AFA-3GXL燃料组件组成,堆芯冷态活性段高度为426.7 cm,等效直......
