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LOCA监测系统(LSS)属于RPN系统的一部分,系统利用RPN系统功率量程通道的数据,通过专用的物理计算模型计算堆内的中子通量分布,重构反应堆堆芯的功率分布,并向操作员提供实时的堆芯运行状态图形、计算堆芯LOCA裕度和功率分布,以数值、图表和趋势曲线等形式向操作员反应堆芯的状态变化,计算反应堆安全裕度,提醒并辅助操作员控制反应堆状态,使反应堆在正常运行时留有足够的裕量,防止在失水事故时导致堆芯融化的严重事故发生。 相似文献
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为满足高功率密度反应堆堆芯设计要求,内外壁同时冷却的环状燃料日益得到重视。环状燃料在有效提高燃料冷却效果的同时,对燃料本身的加工制造、反应堆堆芯燃料管理设计、反应堆安全分析等都提出了新的要求。本文针对应用于压水堆环状燃料的堆物理特性及安全性进行概括性介绍。 相似文献
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<正>天然硼有两种稳定的同位素10B和11B,其中10B占比约19.9%,11B占比约80.1%。硼酸作为慢化剂广泛应用于压水堆核电站,能够提高反应堆平均功率密度及反应堆的结构安全和经济性。天然硼中10B中子吸收截面很大,具有较强的中子吸收能力,在反应堆堆芯发生核反应生成7Li和氦,被逐渐消耗。准确测量硼同位素的丰度,可以了解机组不同时期10B的消耗情况,以验证安全分析和停堆裕量的保守性,并为后续调整反应堆一回路10B丰度提供科学的依据。 相似文献
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本文针对CN-1515型堆芯组件结构材料堆外性能评价,提出堆外性能试验方法的解决方案。在堆芯组件结构材料评价领域起到示范作用。如付诸现实将产生显著的经济效益。 相似文献
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发生堆芯熔化的严重事故是核电厂大量放射性释放的根本原因,熔融物堆内滞留(IVR)措施是"华龙一号"对抗堆芯熔化严重事故的关键策略.在反应堆熔化后实现熔融物在下封头内冷却与滞留,在极端事故下保持压力容器的完整性,将放射性包容在压力容器内,从而大幅降低大量放射性释放的可能性,是应对类似日本"福岛"等极端核事故的关键手段. 相似文献
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AP1000和EPR这两种三代堆型的堆芯核设计具有较大差异。AP1000堆芯装载157盒燃料组件,EPR堆芯装载241盒燃料组件。和AP1000相比,EPR堆芯组件数较多,功率大,堆芯等效直径较大。在组件设计上,EPR使用的燃料组件技术较为成熟,AP1000采用的燃料组件增设了中间搅混格架,但应用经验较少。堆芯换料方案都为长周期换料,EPR为高泄漏换料方案,中子泄漏较多,但堆芯功率容易展平。AP1000的长周期换料方案更为灵活,为低泄漏方案,提高了中子利用率,为了展平功率,提出了较多新型设计理念,使燃料组件种类增加,堆芯装载更为复杂。 相似文献
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福岛核电站发生事故后,人们对核电站的安全运行更加关注。LOCA监测系统(LSS)是在线监督反应堆运行状态的系统,它采集过程仪表、核仪表以及控制棒棒位等数据,使用专用的物理计算模型计算中子通量分布和LOCA裕度等参数,为反应堆提供LOCA裕度的监测和保护,为操纵员提供实时的堆芯运行参数和图形指示,从而为反应堆安全稳定运行提供可靠的技术保障。 相似文献
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核能的发现和利用是20世纪人类文明的一大进步。所谓原子核反应堆,就是利用核燃料的可控核反应将核能转变成热能的装置。目前,世界上运行着的反应堆均为裂变反应堆。聚变反应堆尚处于研究阶段。按所用的慢化剂分类,裂变堆可分为石墨堆、轻水堆、重水堆和快堆(无慢化剂)。秦山和大亚湾两个轻水堆核电站的顺利建成和安全运行,标志着我国的核电事业已有了良好的开端。为了发挥各方面的潜力,推动核电 相似文献
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本文比较了CANDU堆相比于PWR的不同之处,并采用蒙特卡洛中子输运程序MCNP5,对CANDU基准题的堆芯参数进行了模拟计算。本文选择较有代表性的CANDU6堆,对其建立了堆芯物理几何模型,采用MCNP5计算了堆芯有效增殖因子、中子通量密度分布和功率分布。 相似文献
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钍基熔盐堆(TMSR)核能系统项目是中科院未来10年先导研究专项之一,其研究目标是研发第四代裂变反应堆核能系统,计划至2020年之前建成2MW钍基熔盐实验堆,形成支撑未来TMSR核能系统发展的若干技术研发能力,并解决钍铀燃料循环和钍基熔盐堆相关重大技术挑战,研制出工业示范级钍基熔盐堆,实现钍资源的有效使用和核能的综合利用。钍基核燃料具有232Th/233U转换效率高、在热中子堆中也能增殖、产生较少的高毒性放射性核素、有利于防核扩散等优点,但也面临燃料制备困难、232U衰变子核的强γ辐射给乏燃料处理和燃料再加工带来的困难、钍铀转换反应链中间核233Pa会吸收堆内中子从而影响233U产量。核燃料利用的工作模式有开环模式、改进的开环模式和闭环模式。熔盐堆是第四代反应堆的6个候选堆型之一,非常适合用作钍铀燃料循环,熔盐堆加上干法在线分离技术有可能实现完全的钍铀燃料闭式循环。本世纪初提出的氟盐冷却高温堆(Fluoride salt-cooled High temperature Reactors,FHRs),用氟化熔盐作为冷却剂,采用TRISO燃料颗粒作为核燃料,其中球床型氟盐冷却高温堆可以在改进的开环模式实现钍铀燃料循环。熔盐堆良好的高温特性使其成为核能非电应用主要候选者之一,反应堆产生的高温热可直接用于页岩油开采和高温制氢等工业领域。 相似文献
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1979年3月28日凌晨4时,美国宾夕法尼亚州的三里岛核电站第2组反应堆的操作室里,红灯闪亮,汽笛报警,涡轮机停转,堆芯压力和温度骤然升高,2小时后,大量放射性物质溢出。在三里岛事件中,从最初清洗设备的工作人员的过失开始,到反应堆彻底毁坏,整个过程只用了120秒。6天以后,堆芯温度才开始下降,蒸气泡消失——引起氢爆炸的威胁免除了。100吨铀燃料虽然没有熔化,但有60%的铀棒受到损坏,反应堆最终陷于瘫痪。 相似文献
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[目的/意义]科研机构年报数据全面记录了科研机构的研发活动,对科研机构年报进行计量分析,以追踪科研机构的技术发展态势,对于科技情报研究有着重要意义。[方法/过程]以美国能源部下属实验室自主研发项目年报数据为例,利用共词分析和统计分析对研发项目中的反应堆领域展开科技情报分析。[结果/结论]美国能源部下属实验室自主研发项目中反应堆研发以聚变反应堆、裂变反应堆、微型反应堆、高通量反应堆、模块化反应堆、中子反应堆、气冷堆、第四代反应堆、超临界反应堆为主;研发投入重点领域是聚变堆、微堆分离钚和自调节反应堆;主要的研究机构是爱达荷国家实验室、洛斯阿拉莫斯国家实验室、桑迪亚国家实验室和橡树岭国家实验室,研发项目数量保持稳定,研发投入保持增加趋势。 相似文献