期刊文献+
共找到7篇文章
< 1 >
每页显示 20 50 100
Feasibility neutronic design for the reactor core configurations of a 5 MWth transportable block-type HTR
1
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
下载PDF
基于核电站HTR-PM工程仿真系统研究 被引量:2
2
作者 张高剑 张超 《粘接》 CAS 2022年第5期136-139,共4页
为石岛湾核电站HTR-PM示范工程设计的工程仿真系统(ESS)基于仿真平台vPower,可作为操作人员的初始培训、控制系统和操作规程的验证等,除了电子保护系统外,ESS还建立了全尺寸动态模型。ESS能准确模拟HTR-PM的启动、停机、正常运行和事故... 为石岛湾核电站HTR-PM示范工程设计的工程仿真系统(ESS)基于仿真平台vPower,可作为操作人员的初始培训、控制系统和操作规程的验证等,除了电子保护系统外,ESS还建立了全尺寸动态模型。ESS能准确模拟HTR-PM的启动、停机、正常运行和事故。介绍了ESS的组成、一回路、堆芯建模、控制系统和主控室仿真。 展开更多
关键词 htr-PM 工程仿真系统(ESS) 堆芯建模 控制系统 主控室仿真
下载PDF
HTR-10超高温运行堆芯温度场分析 被引量:2
3
作者 孙世妍 张佑杰 +1 位作者 郑艳华 夏冰 《清华大学学报(自然科学版)》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第11期1301-1307,共7页
10 MW高温气冷实验堆(HTR-10)在额定工况下满功率稳态运行时,燃料的温度裕度较大,存在将冷却剂出口温度在700℃的基础上进一步提升的潜力,对实现球床式高温气冷堆超高温运行具有重要意义。该文根据堆芯发热功率和冷却剂载出热量之间的... 10 MW高温气冷实验堆(HTR-10)在额定工况下满功率稳态运行时,燃料的温度裕度较大,存在将冷却剂出口温度在700℃的基础上进一步提升的潜力,对实现球床式高温气冷堆超高温运行具有重要意义。该文根据堆芯发热功率和冷却剂载出热量之间的平衡关系,为HTR-10设计了多个稳态超高温运行工况,运用改进的热工模型分析了初装堆芯下各工况的堆芯温度场,给出其分布特征,并讨论了燃料分布不均匀性对堆芯最高温度的影响。结果表明:当堆芯出口冷却剂温度达到1000℃,且假设最高温度区燃料球和石墨球分布的不均匀程度达到极限时,堆芯最高温度仍未达到燃料温度限值。 展开更多
关键词 球床式高温气冷堆 10MW高温气冷实验堆(htr-10) 超高温运行 热工水力分析 堆芯温度场
原文传递
球床堆芯进水的实验研究 被引量:1
4
作者 徐小琳 《高技术通讯》 CAS CSCD 1996年第7期55-58,共4页
由于经济上的原因,大多数高温气冷堆(HTR)系统都是慢化不充分的。当水或蒸汽事故进入堆芯时(如蒸汽发生器管道破裂)会引起系统反应性增加和控制棒价值减小,这将危及堆的安全性。用加水来进行进水实验对大多数HTR堆芯结构是... 由于经济上的原因,大多数高温气冷堆(HTR)系统都是慢化不充分的。当水或蒸汽事故进入堆芯时(如蒸汽发生器管道破裂)会引起系统反应性增加和控制棒价值减小,这将危及堆的安全性。用加水来进行进水实验对大多数HTR堆芯结构是不可行的,因为堆芯进水量难以控制,进水后要从石墨中把水除去很困难,并且从安全考虑也不合适。在堆芯插入聚乙烯(CH2)棒可以模拟球床堆芯进水的反应性变化。插入不同直径和不同数量的聚乙烯棒可以模拟不同的进水量。 展开更多
关键词 高温气冷堆 球床堆芯 进水试验 核反应堆
下载PDF
高温气冷堆热工分析模型改进与堆芯温度场分析
5
作者 孙世妍 张佑杰 +1 位作者 郑艳华 夏冰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第8期1376-1385,共10页
更准确地模拟球床式高温气冷堆堆芯温度分布,是反应堆安全分析尤其是超高温运行研究中的关键问题之一。由于堆芯球流运动具有不确定性,石墨块和碳砖等结构材料采用散体布置,堆内冷却剂流道复杂,对热工水力准确模拟造成困难,可进一步优... 更准确地模拟球床式高温气冷堆堆芯温度分布,是反应堆安全分析尤其是超高温运行研究中的关键问题之一。由于堆芯球流运动具有不确定性,石墨块和碳砖等结构材料采用散体布置,堆内冷却剂流道复杂,对热工水力准确模拟造成困难,可进一步优化。本文结合HTR-10的结构特点和流道特征,简要分析了堆芯传热过程,说明了在热工模拟中准确划分结构和流道对获取更精确的堆芯温度分布的重要意义。详细梳理了冷却剂流动路径,改进了在THERMIX程序下建立的HTR-10原有热工分析模型,更合理地模拟了堆芯冷却剂漏流行为,使得模型对堆芯冷却剂流动和传热过程的描述更准确。与试验数据对比,改进后的模型对堆芯外围系统的温度分布模拟准确性显著提升。计算结果表明,反应堆在额定设计工况下满功率稳态运行时,燃料和反射层最高温度均未超过材料的耐热限值。 展开更多
关键词 球床式高温气冷堆 htr-10 热工水力模拟 模型改进 堆芯温度场 安全分析
下载PDF
高温气冷堆核电站示范工程金属堆内构件设备的国产化实践 被引量:4
6
作者 王毅 韩建成 李巨峰 《电力建设》 2010年第12期122-126,共5页
在我国高温气冷堆核电站示范工程建设之前,国内锻件、钢板制造单位都缺乏铬钼合金钢材料要求无延性转变温度RTNDT≤-25℃落锤试验的制造经验,相关材质需要依靠进口。文章分析了金属堆内构件设备的设计要求及其制造难点;指出了在实现示... 在我国高温气冷堆核电站示范工程建设之前,国内锻件、钢板制造单位都缺乏铬钼合金钢材料要求无延性转变温度RTNDT≤-25℃落锤试验的制造经验,相关材质需要依靠进口。文章分析了金属堆内构件设备的设计要求及其制造难点;指出了在实现示范工程金属堆内构件设备国产化过程中所遇到的质量问题和解决办法等;针对堆芯壳易变形的特点,提出了控制措施,将给今后百万千瓦级高温气冷堆核电设备的国产化提供经验借鉴。 展开更多
关键词 高温气冷堆(htr) 金属堆内构件 无延性转变温度试验 变形 国产化 核电
原文传递
石墨堆芯结构抗震研究 被引量:4
7
作者 赖士刚 孙立斌 张征明 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2013年第4期17-25,共9页
具有石墨堆芯结构的反应堆类型包括生产堆、石墨水冷反应堆、气冷堆、高温气冷堆等。具有多体结构的石墨堆芯结构在地震激励下表现出与一般土木结构、金属焊接结构或螺栓连接结构所不同的特性。本文综述了在反应堆发展的四个阶段中,不... 具有石墨堆芯结构的反应堆类型包括生产堆、石墨水冷反应堆、气冷堆、高温气冷堆等。具有多体结构的石墨堆芯结构在地震激励下表现出与一般土木结构、金属焊接结构或螺栓连接结构所不同的特性。本文综述了在反应堆发展的四个阶段中,不同时期不同国家对石墨堆芯结构抗震的研究方法及成果。气冷堆发展的初期,石墨结构的整体特性研究很少,尚不能满足我们国家建造示范电站的需要。本文阐述了我国在设计、建造和运行HTR-10过程中关于石墨结构抗震的研究思路,并且介绍了HTR-PM项目研究进展以及今后将开展的侧反射层相似理论模拟研究。 展开更多
关键词 石墨堆芯 高温气冷堆 htr-PM 抗震
原文传递
上一页 1 下一页 到第
使用帮助 返回顶部