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Feasibility neutronic design for the reactor core configurations of a 5 MWth transportable block-type HTR
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作者 DING Ming KLOOSTERMAN Jan Leen 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2013年第4期75-80,共6页
Small long-life transportable high temperature gas-cooled reactors(HTRs) are interesting because they can safely provide electricity or heat in remote areas or to industrial users in developed or developing countries.... Small long-life transportable high temperature gas-cooled reactors(HTRs) are interesting because they can safely provide electricity or heat in remote areas or to industrial users in developed or developing countries.This paper presents the neutronic design of the U-Battery,which is a 5 MWth block-type HTR with a fuel lifetime of 5–10 years.Assuming a reactor pressure vessel diameter of less than 3.7 m,some possible reactor core configurations of the 5 MWth U-Battery have been investigated using the TRITON module in SCALE 6.The neutronic analysis shows that Layout 12×2B,a scattering core containing 2 layers of 12 fuel blocks each with 20% enriched235U,reaches a fuel lifetime of 10 effective full power years(EFPYs).When the diameter of the reactor pressure vessel is reduced to 1.8 m,a fuel lifetime of 4 EFPYs will be achieved for the 5 MWth U-Battery with a 25-cm thick graphite side reflector.Layouts 6×3 and 6×4 with a 25-cm thick BeO side reflector achieve a fuel lifetime of 7 and 10 EFPYs,respectively.The comparison of the different core configurations shows that,keeping the number of fuel blocks in the reactor core constant,the annular and scattering core configurations have longer fuel lifetimes and lower fuel cost than the cylindrical ones.Moreover,for the 5 MWth U-Battery,reducing the fuel inventory in the reactor core by decreasing the diameter of fuel kernels and packing fraction of TRISO particles is more effective to lower the fuel cost than decreasing the 235U enrichment. 展开更多
关键词 高温气冷反应堆 堆芯 中子 设计 反应堆压力容器 HTR 可移动 燃料成本
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先进的规则床模块式高温气冷堆概念 被引量:6
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作者 田嘉夫 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2008年第2期147-157,共11页
规则床模块堆是燃料球呈规则堆积的一种先进的模块式高温气冷堆设计。燃料球在平面上成正方形排列,四个球的中心是次一层球的位置,形成正四棱锥堆积。当燃料球落入被做成一定几何形状的堆芯空腔时,就自动形成规则堆积。燃料球可以从反... 规则床模块堆是燃料球呈规则堆积的一种先进的模块式高温气冷堆设计。燃料球在平面上成正方形排列,四个球的中心是次一层球的位置,形成正四棱锥堆积。当燃料球落入被做成一定几何形状的堆芯空腔时,就自动形成规则堆积。燃料球可以从反应堆顶部装入和卸出,能够在较短的停堆时间内完成换料操作。规则床堆芯是一种密实体,具有很强的结构适应性和稳定性。在模块化设计中,保持非能动冷却和限制最高燃料温度的条件下,它能够提高输出功率和降低堆芯压降,同时还兼有球形燃料堆和柱状燃料堆的主要优点。本文介绍规则堆积床特性和预测规则床模块堆的设计性能。 展开更多
关键词 模块式高温气冷堆 卵石床 规则床 球形燃料堆 柱状燃料堆
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遗传算法在柱状高温气冷堆换料优化问题中的应用 被引量:3
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作者 黄杰 李文强 丁铭 《强激光与粒子束》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第1期7-13,共7页
堆芯换料方案的优化是一个典型的组合优化问题,其搜索空间异常庞大。传统的优化算法很难在如此巨大的搜索空间中寻找出全局最优解。遗传算法以其优良的自适应能力和优化能力,为组合优化问题提供了一个非常有效的解决途径。采用遗传算法... 堆芯换料方案的优化是一个典型的组合优化问题,其搜索空间异常庞大。传统的优化算法很难在如此巨大的搜索空间中寻找出全局最优解。遗传算法以其优良的自适应能力和优化能力,为组合优化问题提供了一个非常有效的解决途径。采用遗传算法对柱状高温气冷堆堆芯装料方案进行了优化,并编写了相应程序。为了提高堆物理的计算精度,堆芯临界计算采用26群输运计算。由于多群输运计算需要大量计算时间,为此对遗传算法进行了并行优化。为了验证遗传算法对柱状高温气冷堆换料的优化能力,构造了一个8组件的小型柱状高温气冷堆换料优化基准题。结果表明,遗传算法在柱状高温气冷堆换料优化问题中具有良好的优化能力和计算稳定性。 展开更多
关键词 遗传算法 换料优化 柱状高温气冷堆 验证
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钍基柱状高温气冷堆不同启动燃料特性初步分析 被引量:2
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作者 郑云涛 丁铭 +2 位作者 张亮 王黎东 曹夏昕 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第B06期216-219,共4页
钍是一种可转换材料,将其转换成233 U能极大提高现有核燃料资源的储量。为实现对钍的合理利用,以模块式柱状高温气冷堆GT-MHR的燃料组件作为研究对象,选取低浓缩铀、武器级钚、核反应堆级钚等作为其启动燃料。利用栅格输运计算程序DRAGO... 钍是一种可转换材料,将其转换成233 U能极大提高现有核燃料资源的储量。为实现对钍的合理利用,以模块式柱状高温气冷堆GT-MHR的燃料组件作为研究对象,选取低浓缩铀、武器级钚、核反应堆级钚等作为其启动燃料。利用栅格输运计算程序DRAGON对这3种启动燃料下的钍基柱状燃料组件的寿期初中子能谱、无限增殖系数、燃耗、转换比以及233 U和232 Th的含量等参数进行了分析。结果表明,在易裂变物质初装量约为9%时,与低浓缩铀和武器级钚相比,核反应堆级钚作为启动燃料时组件寿期初中子能谱较硬、转换比较高;其燃耗达90GW.d/tHM;其无限增殖系数在寿期内的波动最小;燃耗为75GW.d/tHM时组件中233 U存余量与232 Th消耗量之比达0.566。 展开更多
关键词 钍基MOX燃料 柱状高温气冷堆 低浓缩铀 武器级钚 核反应堆级钚
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基于包覆燃料的气冷快堆堆芯核设计 被引量:1
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作者 周梦飞 刘国明 霍小东 《现代应用物理》 2021年第1期66-71,共6页
针对包覆颗粒弥散体核燃料用于气冷快堆时存在的燃料装载量低和能谱软化问题,本文提出了一种使用双层包覆颗粒、以ZrSi 2为基体材料的新型弥散体燃料模型,给出了棒状和块状的气冷快堆堆芯布置方案,并用蒙特卡罗程序模拟计算了堆芯中子... 针对包覆颗粒弥散体核燃料用于气冷快堆时存在的燃料装载量低和能谱软化问题,本文提出了一种使用双层包覆颗粒、以ZrSi 2为基体材料的新型弥散体燃料模型,给出了棒状和块状的气冷快堆堆芯布置方案,并用蒙特卡罗程序模拟计算了堆芯中子学参数。计算结果表明:堆芯的能谱未见明显软化,满足气冷快堆的能谱要求,验证了新型弥散体燃料在气冷快堆中的适用性;堆芯具有充足的剩余反应性和安全裕度,通过调节控制组件,可以安全地启动、运行和停堆,堆芯燃料可以达到较高的燃耗深度,验证了堆芯设计方案的合理性。 展开更多
关键词 双层包覆颗粒 气冷快堆 核设计 棒状包覆燃料 块状包覆燃料
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气冷快堆燃料组件设计及中子学特性分析
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作者 周梦飞 刘国明 霍小东 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2023年第5期87-94,共8页
气冷快堆兼具高温气冷堆的经济性和快堆的可持续性等优点,在四代堆型中具有独特的技术优势。为了适应气冷快堆高温、高中子通量的堆芯环境,本文基于耐事故燃料模型,提出了一种块状气冷快堆燃料组件设计方案,并对该组件中铀钚混合燃料中... 气冷快堆兼具高温气冷堆的经济性和快堆的可持续性等优点,在四代堆型中具有独特的技术优势。为了适应气冷快堆高温、高中子通量的堆芯环境,本文基于耐事故燃料模型,提出了一种块状气冷快堆燃料组件设计方案,并对该组件中铀钚混合燃料中的钚含量、冷却孔道的直径及数量、栅距比、包壳及组件盒厚度等物理参数对中子学特性的影响规律开展了敏感性分析研究。分析结果表明:在研究的6个参数中,钚含量和栅距比对组件的中子学特性影响最大,冷却孔道数量主要影响组件内的功率分布,其余参数对组件中子学特性几乎无影响。最后针对块状燃料组件低冷却剂份额的特点,利用单通道模型进行组件内的温度分布计算,给出了热工限值对组件参数的要求。 展开更多
关键词 气冷快堆 块状组件 颗粒弥散燃料 中子学特性 敏感性分析 单通道模型
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