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A method for 3D simulation of internal gas effects on thermal-mechanical behaviors in nuclear fuel elements
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作者 JIANG Yijie CUI Yi HUO Yongzhong DING Shurong 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2011年第3期185-192,共8页
A new method for three-dimensional simulation of the interaction between the gas and the solid around is developed.The effects of the gas on the thermal-mechanical behaviors within the surrounded solid are performed b... A new method for three-dimensional simulation of the interaction between the gas and the solid around is developed.The effects of the gas on the thermal-mechanical behaviors within the surrounded solid are performed by replacing the internal gas with an equivalent solid in the modeling,which can make it convenient to simulate the thermal-mechanical coupling effects in the solid research objects with gases in them.The applied thermal expansion coefficient,Young's modulus and Poisson's ratio of the equivalent solid material are derived.A series of tests have been conducted;and the proposed equivalent solid method to simulate the gas effects is validated. 展开更多
关键词 热机械行为 气体效应 三维模拟 核燃料元件 仿真方法 热膨胀系数 相互作用 耦合效应
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Studies on Capacity Expansion of Fuel Plants for Nuclear Research Reactors
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作者 Miguel Luiz Miotto Negro Michelangelo Durazzo +3 位作者 Marco Aurélio de Mesquita Elita Fontenele Urano de Carvalho Roberto Navarro de Mesquita Delvonei Alves de Andrade 《World Journal of Nuclear Science and Technology》 2018年第2期38-53,共16页
The demand for nuclear fuel for research reactors is rising worldwide. Thus, the production facilities of this kind of fuel need reliable guidance on how to augment their production in order to meet the increasing dem... The demand for nuclear fuel for research reactors is rising worldwide. Thus, the production facilities of this kind of fuel need reliable guidance on how to augment their production in order to meet the increasing demand efficiently and safely. We proposed a specific procedure for increasing production capacity. That procedure was tested with data from a real plant, which produces plate-type fuel elements loaded with LEU U3Si2-Al fuel. The test was made by means of discrete event simulation, and the results indicated the proposed procedure is efficient in raising production capacity. 展开更多
关键词 Fabrication of URANIUM SILICIDE fuel PLATE-TYPE fuel elements nuclear Research Reactors Production Capacity EXPANSION
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Complex FEM Based System of Computer Codes to Model Nuclear Fuel Rod Thermo-Mechanical Behavior
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作者 Martin Dostal Mojmir Valach Jiri Zymak 《材料科学与工程(中英文B版)》 2011年第3期323-331,共9页
关键词 热机械行为 计算机代码 核燃料棒 有限元法 代码系统 子模型 基础 行为建模
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不同焊接方法下燃料元件包壳用ODS钢焊接接头界面演化规律
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作者 杨灿湘 魏连峰 +7 位作者 郑勇 王宇 董宇 王军健 李华鑫 杨建国 张鸿羽 侯霭麟 《电焊机》 2024年第5期39-45,共7页
ODS钢具有优异的高温力学性能、抗辐照性能和抗热蠕变性能等,是最有潜力的下一代核反应堆包壳候选材料之一。ODS钢的焊接技术主要包括熔焊、钎焊、压力焊等,根据核燃料元件包壳结构,选择电子束焊接、旋转摩擦焊及脉冲电流辅助扩散焊三... ODS钢具有优异的高温力学性能、抗辐照性能和抗热蠕变性能等,是最有潜力的下一代核反应堆包壳候选材料之一。ODS钢的焊接技术主要包括熔焊、钎焊、压力焊等,根据核燃料元件包壳结构,选择电子束焊接、旋转摩擦焊及脉冲电流辅助扩散焊三种焊接方法进行对比研究,并对ODS钢焊接接头微观形貌演化进行分析,揭示了最优焊接方法及界面形貌演化规律。结果表明,电子束焊接及旋转摩擦焊接工艺下,焊接接头的晶界处均有Y_(2)O_(3)析出,而采用脉冲电流辅助扩散焊无氧化物析出和团聚,对于Fe-Cr系ODS钢有突出优势。因此,脉冲电流辅助扩散焊在抑制ODS钢中纳米氧化物的析出、团聚和减少接头变形等方面具有显著优势,是一种适合ODS钢焊接的高质量焊接方法。 展开更多
关键词 ODS钢 核燃料元件焊接 电子束焊接 旋转摩擦焊接 脉冲电流辅助扩散焊接
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多元(U,Zr, Nb)C燃料制备技术与性能机理研究
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作者 吴学志 魏国良 郭骁 《原子能科学技术》 EI CSCD 北大核心 2024年第1期166-174,共9页
多元(U,Zr, Nb)C燃料因具有熔点高、热导率高、低裂变气体释放率及优异的高温力学性能等优点,是目前大功率空间核推进反应堆选用燃料之一。本文采用碳热还原和液相烧结相结合的粉末冶金工艺制备多元(U,Zr, Nb)C燃料芯块,研究了工艺参数... 多元(U,Zr, Nb)C燃料因具有熔点高、热导率高、低裂变气体释放率及优异的高温力学性能等优点,是目前大功率空间核推进反应堆选用燃料之一。本文采用碳热还原和液相烧结相结合的粉末冶金工艺制备多元(U,Zr, Nb)C燃料芯块,研究了工艺参数对烧结芯块反应动力学、相结构、导热性能和微观结构的作用机制和影响规律。结果表明:在1 800℃、50 MPa和1 h的烧结条件下,通过添加0.5%金属铀形成的液相烧结工艺制备得到芯块密度可达95.5%TD;当原料M/C(M为金属元素总量)摩尔比为1∶6.5时,可制备得到M/C比为1的正化学计量碳化物燃料;(U0.2,Zr, Nb)C的晶格常数比(U0.1,Zr, Nb)C的晶格常数略高;多元(U,Zr, Nb)C碳化物燃料芯块热导率与相成分、密度和温度均有关;芯块气孔分布较均匀,没有联通的开气孔存在,气孔尺寸在1~3μm。 展开更多
关键词 多元 核推进 燃料 碳热还原 液相烧结
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核热推进反应堆燃料元件热工应力安全分析
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作者 周之帆 章静 +6 位作者 巫英伟 贺亚男 郭凯伦 王明军 苏光辉 秋穗正 田文喜 《火箭推进》 CAS 北大核心 2024年第4期83-93,共11页
核热推进采用的超高温气冷堆堆芯长期运行在高热流密度、大功率梯度、大温差、高速冷却剂冲刷的严苛服役条件下,其内部的六棱柱型燃料元件可能发生应力集中导致引发结构失效风险,影响核反应堆燃料元件的运行安全性能。为探索核热推进燃... 核热推进采用的超高温气冷堆堆芯长期运行在高热流密度、大功率梯度、大温差、高速冷却剂冲刷的严苛服役条件下,其内部的六棱柱型燃料元件可能发生应力集中导致引发结构失效风险,影响核反应堆燃料元件的运行安全性能。为探索核热推进燃料元件的热工应力行为规律及热工安全边界,以火箭飞行用核引擎(nuclear engine for rocket vehicle applications,NERVA)型核热推进反应堆为对象,选取反应堆内部密排燃料组件基本单元,建立对称模型,针对堆内(U,Zr)C石墨基复合燃料元件开展高温高流速氢气推进模式下的流-热-应力行为研究,评估燃料元件的高温熔化与断裂失效风险。研究结果表明:核热推进反应堆运行工况下,燃料元件受自身冷却剂通道排布方式与连接管元件冷却作用影响导致内部热流分配不均;径向大温差带来的热膨胀差异在轴向上积累是引发燃料元件结构断裂失效的主要原因;综合分析燃料元件内部的温度-应力场分布情况与影响因素,可为核热推进系统的运行安全设计提供优化思路与参考依据。 展开更多
关键词 核热推进 燃料元件 热工应力 流固耦合 安全分析
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颗粒团聚行为对弥散型核燃料芯体失效的影响分析
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作者 董颖璇 吕俊男 李群 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第4期868-877,共10页
针对燃料颗粒团聚行为对弥散型核燃料芯体失效的影响,开发了弥散型核燃料元件代表性体元模型的参数化建模及数值计算脚本,综合考虑燃料-基体界面损伤层、燃料颗粒辐照肿胀以及环境压力等关键特征进行了数值建模,系统分析了燃料颗粒团聚... 针对燃料颗粒团聚行为对弥散型核燃料芯体失效的影响,开发了弥散型核燃料元件代表性体元模型的参数化建模及数值计算脚本,综合考虑燃料-基体界面损伤层、燃料颗粒辐照肿胀以及环境压力等关键特征进行了数值建模,系统分析了燃料颗粒团聚体积分数、颗粒团聚位置、运行环境静水压力以及基体材料性质对弥散型核燃料芯体失效的影响规律,发现燃料颗粒团聚区域是弥散型核燃料芯体失效的起点,而运行环境静水压力对芯体应力集中有抑制作用,揭示了燃料颗粒团聚现象对弥散型核燃料元件力学性能的“短板效应”。团聚区域的燃料颗粒通过密集堆叠的方法进行几何建模,局部燃料颗粒团聚体积分数由最小颗粒间距定义。有限元计算结果表明,燃料颗粒团聚体积分数越大,弥散型核燃料芯体越容易失效。而包壳外的环境压力会降低芯体内燃料颗粒团聚区域的应力水平,但随着局部团聚程度的增加,环境压力对芯体中Mises应力的影响逐渐减小。此外,燃料颗粒团聚区域相对弥散型核燃料芯体厚度方向位置改变对芯体的最大Mises应力几乎没有影响;燃料颗粒团聚区域在弥散型核燃料芯体的面内分布位置和环境压力共同决定弥散型核燃料芯体的失效行为。本研究可为弥散型核燃料元件的失效条件预测、可靠性评估和结构优化设计提供分析方法和数值依据。 展开更多
关键词 弥散型核燃料元件 颗粒团聚 强度分析 短板效应 基体失效
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核燃料元件产品检验信息管理平台设计与应用 被引量:1
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作者 纪雪舟 卢正艳 《现代信息科技》 2024年第6期109-114,共6页
文章对核燃料元件制造过程中涉及的来料检验、在线检验、实验室检验、委外检验和定制检验等全部检验业务进行了研究,结合先进管理技术和数据库技术,构建了一套检验信息管理平台,实现了生产制造、检验分析和质量管理的系统集成和深度融... 文章对核燃料元件制造过程中涉及的来料检验、在线检验、实验室检验、委外检验和定制检验等全部检验业务进行了研究,结合先进管理技术和数据库技术,构建了一套检验信息管理平台,实现了生产制造、检验分析和质量管理的系统集成和深度融合。该产品检验信息管理平台设计了针对各类检验项目的数据采集、结果判定、质量放行和统计分析功能,在确保产品检验信息及时、准确和完整的前提下,极大提升了人员操作效率和质量管理深度,实现了对核燃料元件制造全过程的工艺追溯和质量管控。 展开更多
关键词 核燃料元件制造 产品检验 信息化管理平台
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核热火箭发动机研制进展与关键技术
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作者 马晓秋 解家春 《火箭推进》 CAS 北大核心 2024年第4期1-13,共13页
介绍了核热火箭发动机基本原理,回顾和分析了美、俄(苏联)核热火箭发动机的研制历程。美国在早期核热火箭发动机的研制过程中主要采用整机试验模式进行研究,Rover/NERVA期间先后建立了20余个反应堆,获得了大量的试验数据,这些数据至今... 介绍了核热火箭发动机基本原理,回顾和分析了美、俄(苏联)核热火箭发动机的研制历程。美国在早期核热火箭发动机的研制过程中主要采用整机试验模式进行研究,Rover/NERVA期间先后建立了20余个反应堆,获得了大量的试验数据,这些数据至今仍在美国核热火箭发动机的研究中发挥着重要作用。后续在SNTP计划中以提高反应堆性能为目标进行了颗粒床反应堆(PBR)研究。在NCPS计划中提出了经济可承受的思路,并采用电加热非核模拟方式开展燃料元件的筛选研究,降低了成本和危险性。在任务需求方面,围绕载人登火和地月经济圈活动,提出了DRA5.0载人火星计划以及天龙座(DRACO)计划。俄罗斯(苏联)与美国基本同时开展了核热发动机研究,其技术路线主要以反应堆燃料元件技术为主,研制出扭转条状耐高温的多元碳化物燃料元件,参数水平居于世界领先。通过总结美俄核热火箭发动机的研制趋势,对核热火箭发动机反应堆关键技术进行了分析,并对我国未来开展核热火箭发动机的研究提出了发展建议。 展开更多
关键词 核热火箭发动机 比冲 反应堆 关键技术 燃料元件
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基于专利数据的国内外核级热电偶技术发展分析与我国发展对策研究 被引量:1
10
作者 张弛 田渊 +3 位作者 唐瑞 肖洁 吴洋 杨晓亮 《中国发明与专利》 2024年第4期31-36,共6页
核级热电偶是核电领域温度测量仪表中常用的测温元件,对核电领域发展起着至关重要的作用。为响应国家核电发展规划,推动核级热电偶相关产业技术的发展,本文采用专利导航结合文献综述的方式,从相关专利的市场布局、技术领域、应用场合等... 核级热电偶是核电领域温度测量仪表中常用的测温元件,对核电领域发展起着至关重要的作用。为响应国家核电发展规划,推动核级热电偶相关产业技术的发展,本文采用专利导航结合文献综述的方式,从相关专利的市场布局、技术领域、应用场合等方面综合分析了核级热电偶技术发展概况。结果表明:(1)国内外核级热电偶研发趋势整体呈“M”型周期性变化,中国逐渐成为主要的研究国家和专利布局区域;(2)核电热电偶专利主要分布在热电偶制备与应用两大技术领域,相关专利技术以堆芯、燃料元件、保护壳和其他关键系统(含一、二回路)方面的应用研究为主,研究呈现范围不断扩大、专利技术不断细化的趋势;(3)国内核电热电偶专利技术倾向于应用研究,且多数专利集中在少数创新主体单位手中。最后,本文从核电热电偶专利市场布局、技术合作及研究热点方向等提出了建议。 展开更多
关键词 核级热电偶 测温元件 保护壳 堆芯 燃料元件 专利
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基于氢工质热工循环的核热火箭发动机堆芯技术发展现状
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作者 邵明雪 李晓亮 +3 位作者 李小多 蔡开元 吴逊亮 丰松江 《固体火箭技术》 CAS CSCD 北大核心 2024年第5期593-603,共11页
核热推进是未来深空探测和星际航行的可靠技术方案。反应堆是核热火箭的能量来源,堆芯的功率分布/核燃料几何构型对氢工质的加热有直接影响,氢工质热工循环决定了核热火箭发动机的动力学品质。基于20世纪美国与前苏联/俄罗斯的典型反应... 核热推进是未来深空探测和星际航行的可靠技术方案。反应堆是核热火箭的能量来源,堆芯的功率分布/核燃料几何构型对氢工质的加热有直接影响,氢工质热工循环决定了核热火箭发动机的动力学品质。基于20世纪美国与前苏联/俄罗斯的典型反应堆方案的研究结果,综述了反应堆燃料元件模块化和低浓缩铀(LEU)化的发展趋势,概述了反应堆在新发展趋势下的技术路径:(1)调整反应堆内慢化剂元件的材料与体积分数;(2)优化反应堆内工质的传热流动特性。分析涉及到的燃料元件、简化模型,探究堆芯内燃料元件冷却剂通道结构的优化设计方案对反应堆出口参数的影响,为提高核热火箭发动机性能参数提供了新思路。 展开更多
关键词 核热火箭发动机 氢工质热工循环 模块化 低浓缩铀 燃料元件
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Finding an optimization of the plate element of Egyptian research reactor using genetic algorithm
12
作者 WAHED Mohamed IBRAHIM Wesam EFFAT Ahmed 《Nuclear Science and Techniques》 SCIE CAS CSCD 2008年第5期314-320,共7页
The second Egyptian research reactor ET-RR-2 went critical on the 27th of November 1997.The National Center of Nuclear Safety and Radiation Control (NCNSRC) has the responsibility of the evaluation and assessment of t... The second Egyptian research reactor ET-RR-2 went critical on the 27th of November 1997.The National Center of Nuclear Safety and Radiation Control (NCNSRC) has the responsibility of the evaluation and assessment of the safety of this reactor.The purpose of this paper is to present an approach to optimization of the fuel element plate. For an efficient search through the solution space we use a multi objective genetic algorithm which allows us to identify a set of Pareto optimal solutions providing the decision maker with the complete spectrum of optimal solutions with respect to the various targets.The aim of this paper is to propose a new approach for optimizing the fuel element plate in the reactor.The fuel element plate is designed with a view to improve reliability and lifetime and it is one of the most important elements during the shut down.In this present paper,we present a conceptual design approach for fuel element plate,in conjunction with a genetic algorithm to obtain a fuel plate that maximizes a fitness value to optimize the safety design of the fuel plate. 展开更多
关键词 埃及核反应堆 遗传算法 燃料元件 核技术
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美俄核热推进技术发展现状与启示 被引量:3
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作者 杨玉新 任全彬 +3 位作者 段艳娟 田维平 唐敏 张光喜 《固体火箭技术》 CAS CSCD 北大核心 2023年第3期399-409,共11页
核热推进系统具有推力大、比冲高、能量转换效率高、长时间工作、推力可调、多次启动等优点,近年来再一次成为国际研究的热点。全文全面介绍了核热推进系统的类型与工作原理,总结了美、俄两国核热推进技术的发展现状及典型反应堆与燃料... 核热推进系统具有推力大、比冲高、能量转换效率高、长时间工作、推力可调、多次启动等优点,近年来再一次成为国际研究的热点。全文全面介绍了核热推进系统的类型与工作原理,总结了美、俄两国核热推进技术的发展现状及典型反应堆与燃料元件的设计方案和性能特点,梳理了存在的主要关键技术问题,并结合我国实际提出了发展建议。 展开更多
关键词 核热推进 核热冲压发动机 核热涡喷发动机 反应堆 燃料元件
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基于LIMS的核燃料元件理化检测数字化实验室建设及关键技术研究
14
作者 李至博 袁野 《科学与信息化》 2023年第7期180-182,共3页
在核燃料元件制造中理化性能检测是重要的质量控制手段,然而由于检测方法特殊、行业敏感、检测项目多、合规要求高等原因,实验室信息化存在一定难度。本文基于实验室信息管理系统(LIMS)建设完整的核燃料元件理化检测数字化实验室,提出... 在核燃料元件制造中理化性能检测是重要的质量控制手段,然而由于检测方法特殊、行业敏感、检测项目多、合规要求高等原因,实验室信息化存在一定难度。本文基于实验室信息管理系统(LIMS)建设完整的核燃料元件理化检测数字化实验室,提出了总体的架构和设计方案,针对能力库架构、跨网络数据采集等关键技术难点提出了解决方案,并对主要功能模块的设计进行了介绍。 展开更多
关键词 核燃料元件制造 理化检测实验室 信息管理系统 业务流程优化
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反应性引入事故下PCMI现象的有限元模型研究
15
作者 赵心彤 《科学技术创新》 2023年第9期224-228,共5页
反应性引入事故(RIA)在反应堆内瞬间引入巨大的反应性,产生的瞬态功率脉冲使燃料芯块快速地膨胀。这种热膨胀使核燃料棒芯块包壳之间的间隙闭合后发生机械相互作用(PCMI),会造成燃料棒变形甚至失效。反应性引入事故无法在商业堆内开展实... 反应性引入事故(RIA)在反应堆内瞬间引入巨大的反应性,产生的瞬态功率脉冲使燃料芯块快速地膨胀。这种热膨胀使核燃料棒芯块包壳之间的间隙闭合后发生机械相互作用(PCMI),会造成燃料棒变形甚至失效。反应性引入事故无法在商业堆内开展实验,目前可用于模拟RIA的方法有三大类,分别是脉冲研究堆堆内试验、堆外模拟实验、程序模拟分析。这三种模拟RIA的方法中,使用基于有限元法开发的燃料瞬态性能分析程序模拟RIA下的PCMI是一种更容易实现、误差更小且性价比更高的模拟方法。本研究将重点对比介绍这三类模拟RIA的方法和有限元法模拟RIA下PCMI现象的基础模型。 展开更多
关键词 反应性引入事故 PCMI 有限元方法 核燃料棒
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HTR-10产生石墨粉尘量的估算及其尺寸分布 被引量:22
16
作者 雒晓卫 于溯源 +1 位作者 张振声 何树延 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第2期203-208,共6页
在10MW高温气冷堆(HTR-10)中,由于石墨构件的磨损会产生石墨粉尘,将影响反应堆的正常运行。石墨粉尘的产生主要来自堆芯、卸料管和装料管3个部位。本文在石墨磨损试验的基础上,保守地估算了HTR-10在正常运行工况下石墨粉尘的产生量(大约... 在10MW高温气冷堆(HTR-10)中,由于石墨构件的磨损会产生石墨粉尘,将影响反应堆的正常运行。石墨粉尘的产生主要来自堆芯、卸料管和装料管3个部位。本文在石墨磨损试验的基础上,保守地估算了HTR-10在正常运行工况下石墨粉尘的产生量(大约为2.74kg/年)。通过质量加权平均,给出了石墨粉尘的体积、面积和直径分布函数。 展开更多
关键词 高温气冷堆 燃料元件 石墨 磨损 粒度分布
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外推-周期法测量ADS模拟装置的次临界度 被引量:9
17
作者 夏普 史永谦 +3 位作者 李义国 朱庆福 郑伍钦 朱国盛 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2003年第4期294-296,共3页
在ADS次临界中子学研究中,将次临界外堆法和超临界周期法相结合,实验测量了模拟ADS次临界装置中心布置不同缓冲区材料时的有效增殖因子keff和缓冲材料所相当的反应性。实验结果与其它实验方法的结果进行了比较,相互符合较好。
关键词 外推-周期法 测量 ADS模拟装置 次临界度 有效增殖因子 缓冲材料 反应性 加速器
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中子照相技术在核燃料元件无损检测中的应用 被引量:16
18
作者 魏国海 韩松柏 +8 位作者 陈东风 王洪立 郝丽杰 武梅梅 贺林峰 王雨 刘蕴韬 孙凯 赵志祥 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2012年第11期821-826,共6页
本文介绍了中子照相作为一种无损检测技术在核燃料元件检测方面的优势,并对某些重要应用和取得的成果进行了介绍。中子照相可对未辐照的核燃料元件进行无损检测,如确定芯块235U富集度、检测燃料内可燃毒物、检测MOX型燃料内PuO2团簇;也... 本文介绍了中子照相作为一种无损检测技术在核燃料元件检测方面的优势,并对某些重要应用和取得的成果进行了介绍。中子照相可对未辐照的核燃料元件进行无损检测,如确定芯块235U富集度、检测燃料内可燃毒物、检测MOX型燃料内PuO2团簇;也可对辐照后具有放射性的燃料元件进行无损检测,如对压水堆、沸水堆、快堆等多种堆型乏燃料元件的内部缺陷进行检测,研究燃料元件包壳氢聚等。 展开更多
关键词 中子照相 核燃料元件 无损检测
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板状燃料堆芯流道阻塞事故分析 被引量:13
19
作者 李健全 陈晓明 李金才 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 2002年第1期76-79,共4页
应用RETRAN 0 2程序 ,结合一堆芯流道阻塞典型模型 ,计算了板状燃料堆芯发生流道阻塞事故时诸热工水力参数的瞬态变化 ,分析了事故工况下的物理过程 。
关键词 板状燃料 流道阻塞 RETRAN-02程序 事故分析 堆芯 冷却剂 核反应堆 热工水力特征
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蒙特卡罗方法用于HTR-10首次临界燃料装料预估的校算 被引量:9
20
作者 经荥清 杨永伟 许云林 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2005年第1期28-34,共7页
在10MW球床式高温气冷实验堆(HTR-10)首次临界前,达到首次临界的堆芯燃料球装量预估是物理设计的一项重要任务。为了确保物理设计的可靠性,引入蒙特卡罗程序MCNP对VSOP程序的计算结果进行校验。根据HTR-10的特点对燃料元件和堆结构,设... 在10MW球床式高温气冷实验堆(HTR-10)首次临界前,达到首次临界的堆芯燃料球装量预估是物理设计的一项重要任务。为了确保物理设计的可靠性,引入蒙特卡罗程序MCNP对VSOP程序的计算结果进行校验。根据HTR-10的特点对燃料元件和堆结构,设计出近似而合理的MCNP描述;再选择合理的计算特征值问题的参数,包括跳过的周期数、每周期标定的源数目和得到特征值的周期数;研究燃料球结构的不同描述对keff的影响;确定较优的计算方案。该方案的计算结果表明,在27℃、空气气氛下,MCNP和VSOP程序预估的达到首次临界的总球数分别为16864个和16821个,相对误差为0.25%。HTR-10的首次临界实验表明,预估与实验的结果相对误差小于1.0%。 展开更多
关键词 球床式高温气冷堆 首次临界 装料 VSOP程序 MCNP程序
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