堆芯寿期相关论文
为分析气冷微型堆可燃毒物布置策略,分别建立长寿期(15 MW-20 a)、短寿期(5 MW-1 a)、较长寿期(5 MW-3～10 a)不换料堆芯模型,利用通......
服役年限是核舰艇可靠性要求的一个组成部分，影响其确定的一个主要因素是核动力装置反应堆的堆芯寿期。本文讨论了堆芯寿期与核舰艇......
较详细地介绍了在北京核电厂模拟培训中心的模拟器上建立ＲＭＳ仿真系统的工作。首先对仿真的原型进行分析和简化，建立数学物理模型，并对包......
本工作对2400 MW棱柱先进高温堆的临界及燃耗进行了研究.所采用的计算工具为SCALE5.1中的TRITON模块.计算中选用了3种燃料石墨比分......
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......
针对长寿期堆芯的应用需求,开展了提高小型压水堆堆芯寿期研究。以棒状燃料为对象,对不同栅格尺寸和不同可燃毒物的选取进行计算,......
本文针对紧凑型压水堆提出了一种可代替固体控制棒束的反应性控制方法一“液态金属控制”，该控制方法不仅可以避免固体控制棒因机械......
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对钍－２３２在轻水堆中利用进行了研究。考虑到现行轻水堆改型的方便，以秦山核电厂反应堆参数为基础，只改变堆芯燃料组分，在可变材料总量不变......
利用开发的超临界水堆(SCWR)堆芯稳态性能分析程序SNTA,研究分析中国百万千瓦级SCWR(CSR1000)优化堆芯燃耗性能、反应性控制能力、......
