衰变热相关论文
为确定衰变热对高功率压水堆熔融物堆内滞留(IVR)能力边际的影响,采用显著性水平评价与抽样失效率相结合的评价方式,对IVR能力边际......
为了给脉冲堆的余热导出数值计算提供更为精细可信的能量源项,通过耦合MCNP程序和ORIGEN2程序,提出了计算方法XAPRDH以及开发了同......
针对传统轻水堆衰变热计算标准不适用于快堆的问题,本文调研了量热法和累加法等衰变热计算方法以及235U热中子和快中子裂变后衰变......
为解决国内某些核电站乏燃料水池即将满容的问题,需要将乏燃料组件移出水池进行干法贮存.目前计划用于干法贮存的组件按照初始富集......
【英国《国际核工程》2009年5月刊报道】尽管全球核能合作伙伴(GNEP)美国国内部分的研究已经取消,但有关核燃料循环的研究在一项由......
介绍了~(60)Co源的灌水浸泡检漏法。考虑到衰变热对检漏的影响,理论估算了贮源铅罐内的温度。计算与实测结果表明,当用灌水浸泡法......
为了计算实验快堆(FFR)在失流事故中热工流体力学瞬态响应,我们编制了MELT-Ⅲ/MOD1计算程序。这个计算程序是在MELT-Ⅲ快堆安全程......
本工作分析了实验快堆对超功率瞬态和失流瞬态的热工流体力学响应。对于超功率瞬态,考虑热态零功率和满功率两种工况,不同价值的......
我校核能技术研究所王大中同志在联邦德国进修期间,就模块式高温气冷新堆芯设计取得一项发明专利。 高温气冷堆是一种能提供高温工......
【西德《原子消息》1984年第11期第10页报道】反应堆停堆后,堆芯里产生的衰变热,比过去公认值要低10%。这是设在海得堡的马普核物......
一、引言在快堆设计中需要考虑可能出现的各种故障以及这些故障所能引起的后果.从理论上讲,不可能设计出一个绝对安全的快堆(热堆......
一引言无论反应堆是计划内停堆,或是事故工况下的紧急停堆,正确估算停堆后裂变产物的衰变热,对冷却剂丧失事故的安全分析、热量导......
实验快堆的设计,必须具有非能动安全特征,这是近几年来在核反应堆设计中明显的新进展。我们所设计的池式实验快堆,在事故初期因钠......
参考裂变产额不仅作为标准数据常用于裂变产额的相对测量和R值测量,而且作为监督器在核工业中有着广泛的应用,例如在衰变热计算、......
快堆通过自然循环方式导出停堆后的衰变热。为了解自然循环条件下中心测量柱垂直位置变化对热工水力特性的影响,本工作利用快堆自......
裂变产物产额在核测试、核查、衰变热、屏蔽剂量、乏燃料后处理和安全等方面有着重要的应用,是确定核装置裂变威力的重要基础数据......
【美国《核燃料》2004年3月1日刊报道】 美国核管会(NRC)在2004年2月24日发布的信息通报中指出,2003年发生在波克什2号机组的严重......
本文对秦山三期乏燃料运输中正常情况下的稳态热工进行了分析,分析中考虑乏燃料本身产生的衰变热和外界环境的影响,建立了相应的数......
RY-IA型乏燃料运输容器是为运输101堆乏燃料设计的专用设备。使用该容器运输单个秦山三期乏燃料棒束,需进行屏蔽性能评价。本文使......
本课题来源于创新型核反应堆与燃料循环国际计划(INPRO)中的IND5合作项目——液态金属冷反应堆安全级余热排出系统整体模拟。研究......
以AP1000堆型为参考,建立乏燃料水池冷却系统主要设备的热平衡耦合数学模型,并研究各类失冷事故下乏燃料水池水温的瞬态变化.模拟......
核电厂运行产生的乏燃料在经过一定时间的贮存之后,需要转运到后处理厂进行后处理。乏燃料转运之前需要对转运过程进行安全分析和......
将非能动安全系统应用于聚变-裂变混合能源堆,使用RELAP5对混合能源堆包层、一回路系统、部分二回路系统和非能动安全系统进行建模......
针对一体化自然循环试验装置OSU-MASLWR开展的实验,采用系统分析程序RELAP5/MOD3.3进行分析计算。失水事故瞬态计算结果表明,堆芯......
以RELAP/MOD3为分析工具,对典型沸水堆核电厂乏燃料水池热工水力行为进行模拟,详细分析乏燃料水池自然循环对流换热、丧失冷却性能......
小型压水堆乏燃料贮存在乏燃料水池中,有衰变热需要导出。本文对乏燃料水池的余热导出系统进行了研究。余热导出方案初步确定为以......
在国产先进百万千瓦级非能动压水堆(CAP1000)核电厂乏燃料池冷却系统设计中,燃料操作区域墙体上部装有常闭的蒸汽释放面板。在乏燃......
基于一维稳态两相守恒方程、低流速过冷沸腾净蒸汽点计算方法和漂移流模型,建立反应堆压力容器(RPV)外部自然循环特征分析的数值计......
基于Mathematica 7.0建立了熔盐堆(Molten Salt Reactor, MSR)主回路系统衰变热流动模型,并与参考程序ORIGENS在静态燃耗下的计算......
为了研究浸入式热交换器在热池中的位置对主池热工水力特性的影响，利用与原型的比例为1:5的自然循环实验装置，以水为传热介质，在稳态......
核电产业积极发展的同时,乏燃料贮存问题日益突出。乏燃料干式贮存具有安全性高、贮存量调整灵活、不产生二次污染等优点,将成为乏......
文章基于AP1000蒸汽发生器(SG)自然循环试验,对SG在自然循环工况下带走堆芯衰变热的能力进行了评估和分析。通过评估和分析AP1000 ......
分析了中国实验快堆（ＣＥＦＲ）事故停堆后剩余衰变热的排放过程，编制了系统分析程序，通过计算得到了在事故工况下，堆芯的出口温度和流量及其它参......
在分析^252Cf中子源辐照钚部件产热机理基础上，应用MC法计算了钚部件裂变热功率以及^252Cf源γ射线能量沉积热功率；建立理论模型，计算......
我们利用最近建议的一般排水量操作员[陈西，等， Phys。加快。一 74 (2006 ) 032328 ] 套住热离子经由二的震动的模式腐烂调查高速度......
【英国《国际核工程》1996年3月号第3页报道】 尽管有些报道说日本文殊快堆钠泄漏不是一起严重事故,没有人受伤,没有放射性泄漏,设......
计算了核试验后10～4×106 d时间内熔岩内核素衰变产生的热功率,评估了核素衰变热对熔岩温度的影响.采用国际原子能机构给出的10......
利用ORIGEN-S程序对压水堆钍基乏燃料的特性进行分析,揭示了钍基乏燃料在放射性毒性、衰变热、γ射线等方面的特性,相关结果可为钍......
衰变热在反应堆设计及安全分析中至关重要，目前计算衰变热主要基于行业标准和专用程序两种方法。通过对PWR燃料组件分别采用两种方......
反应堆停堆后的余热导出是反应堆的重要安全功能之一,停堆初期余热由裂变功率和衰变热构成,停堆后期余热主要取决于衰变热。本文开......
【英国《国际核工程》1992年3月号第2页报道】 1992年2月中旬,国际原子能机构(IAEA)发表了有关原苏联设计的VVER-440(230型)压水堆......
<正> 一、前言 核电站的能量主要来自堆芯核子裂变。~(23)U等元素吸收中子后产生裂变反应,同时放出大量的热能。这些热能经元件表......
清华大学5MW核供热站的余热排出系统是由3个自然循环构成的非能动式余热排出系统。各个阶段的调试表明,该系统的设计是合理的,3个......
