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基于电容敏感原理的控制棒棒位数字信号拾取方法研究
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作者 李彦霖 秦本科 +1 位作者 何雯 薄涵亮 《原子能科学技术》 北大核心 2026年第1期82-93,共12页
控制棒是反应堆压力容器内重要的可动部件,其插入堆芯的深度是判断反应堆反应性水平的关键依据,在反应堆运行过程中,需对控制棒的位置信息进行实时监测。电容传感技术具备实现位移信息识别的能力,在反应堆控制棒棒位监测方面具有良好的... 控制棒是反应堆压力容器内重要的可动部件,其插入堆芯的深度是判断反应堆反应性水平的关键依据,在反应堆运行过程中,需对控制棒的位置信息进行实时监测。电容传感技术具备实现位移信息识别的能力,在反应堆控制棒棒位监测方面具有良好的应用前景。本文基于电容传感技术,提出了控制棒棒位的数字电容信号拾取方法,为实现该信号拾取方法,进行了数字电容型控制棒棒位探测器的结构设计。针对该型棒位探测器,分析了相邻电容元件的电容与控制棒棒位的关联关系,设计了模拟信号的归一化方法,得到了0/1信号的判断阈值。在单相和双层介质环境中,分析了电极元件轴向长度和探测器初始安装公差对棒位信号识别结果的影响,进行了探测器的环境适应性分析。研究结果表明,本文提出的数字电容型棒位探测器在单相/双层介质环境、探测器倾斜环境、探测器极限倾斜叠加驱动杆偏心环境中,均能够对控制棒所处的机械步进行准确识别。 展开更多
关键词 控制棒棒位 电容传感技术 数字电容信号
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Nuclear heating at the JSI TRIGA reactor:measurements and simulations
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作者 Klemen Ambrožič Hubert Carcreff +4 位作者 Vladimir Radulović Damien Fourmentel Christophe Destouches Nicolas Thiollay Luka Snoj 《Nuclear Science and Techniques》 2026年第4期243-253,共11页
Nuclear heating plays an important aspect in design and deployment of both fission and fusion reactors and experimental devices in terms of cooling requirements. Two experimental campaigns in the framework of a collab... Nuclear heating plays an important aspect in design and deployment of both fission and fusion reactors and experimental devices in terms of cooling requirements. Two experimental campaigns in the framework of a collaboration project between the French Atomic and Alternative Energy Commission(CEA) and Jožef Stefan Institute(JSI), Slovenia, have been performed at the JSI TRIGA reactor for the experimental assessment of nuclear heating in fission and fusion-relevant materials by the differential calorimetry technique, based on the CALMOS and CARMEN differential calorimeters, previously developed at CEA. The results of the first campaign performed at reactor powers between 100 and 250 kW have already been reported, highlighting some measurement difficulties. Therefore, the second campaign was performed at a lower reactor power of 30 kW to overcome these issues. Moreover, a computational analysis of the experiments was performed using the JSIR2S code package to calculate the nuclear heating levels. Both experiments and their reproduction by simulations are described in detail. We present a comparison of the previously reported measured nuclear heating values of the first campaign with the computational results, with consistent underestimation by simulations by 8–35%. We report the experimental and computational results for the second experimental campaign performed at a reactor power of 30 kW. The simulated heating values were in agreement with the measurements within the measured heating uncertainty, with simulated heating 2.7–11.3% lower than the experimental values. 展开更多
关键词 Nuclear heating Differential calorimeter R2S MCNP Eurofer97 TUNGSTEN
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流量分配裙对反应堆流动特性影响的试验研究
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作者 孟洋 廖恒基 +9 位作者 张嘉琪 丁雷 姜达郁 王盛 胡俊 杨祖毛 幸奠川 姜林 沈凯 眭曦 《核科学与工程》 北大核心 2025年第3期400-409,共10页
第三代压水反应堆在下腔室布置新型流量分配裙结构,用于优化反应堆内部流动特性。研究安装流量分配裙和不安装流量分配裙时的反应堆流动阻力系数、堆芯入口流量分配因子和下腔室交混因子,进行定量对比分析,为反应堆热工水力设计和安全... 第三代压水反应堆在下腔室布置新型流量分配裙结构,用于优化反应堆内部流动特性。研究安装流量分配裙和不安装流量分配裙时的反应堆流动阻力系数、堆芯入口流量分配因子和下腔室交混因子,进行定量对比分析,为反应堆热工水力设计和安全分析提供试验依据。试验结果表明:安装流量分配裙后反应堆入出口总阻力系数降低约1.4%;流量分配裙在各种环路运行工况下均能够改善堆芯入口流量分配,回路运行环路数越少改善效果越明显;安装流量分配裙后下腔室流动交混剧烈程度明显降低。 展开更多
关键词 流量分配裙 整体水力模拟 阻力系数 流量分配 下腔室交混
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CF系列燃料组件落棒性能试验研究
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作者 田雪莲 张子扬 +5 位作者 陈良斌 余庆林 蒋宇 郭思贝 聂常华 卓文彬 《核动力工程》 北大核心 2025年第3期147-151,共5页
介绍了我国具有完全自主知识产权的CF系列燃料组件的设计和改进特点,通过开展1∶1的冷态和热态堆外模拟试验获得了CF系列燃料组件在不同工况下的落棒时间、落棒速度、落棒冲击力等性能参数,并对比了CF2与CF3燃料组件、CF2S与CF3S燃料组... 介绍了我国具有完全自主知识产权的CF系列燃料组件的设计和改进特点,通过开展1∶1的冷态和热态堆外模拟试验获得了CF系列燃料组件在不同工况下的落棒时间、落棒速度、落棒冲击力等性能参数,并对比了CF2与CF3燃料组件、CF2S与CF3S燃料组件的落棒性能差异。试验结果表明,CF3系列燃料组件相对于CF2系列燃料组件的落棒时间更长、落棒冲击力更小,导向管结构的改进对落棒缓冲时间的影响更大。试验结果验证了设计改进的实际效果,为CF系列燃料组件的实堆应用和发展提供了支撑。 展开更多
关键词 CF系列燃料组件 落棒时间 落棒速度 落棒冲击力
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基于MOPSO算法的自感式棒位探测器端部补偿多目标优化设计 被引量:1
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作者 张艺璇 唐健凯 +4 位作者 罗凌雁 吴昊 唐源 王益明 徐奇伟 《核动力工程》 北大核心 2025年第1期238-246,共9页
自感式棒位探测器利用探测线圈电感随驱动杆位移的变化特性实现连续棒位测量,但实际探测线圈端部磁场的非均匀分布致使探测器端部的输出信号表现为非线性,降低了端部位置的测量精度。为此,本文提出一种在探测线圈两端绕制阶梯型补偿线... 自感式棒位探测器利用探测线圈电感随驱动杆位移的变化特性实现连续棒位测量,但实际探测线圈端部磁场的非均匀分布致使探测器端部的输出信号表现为非线性,降低了端部位置的测量精度。为此,本文提出一种在探测线圈两端绕制阶梯型补偿线圈的多目标优化设计方法:(1)建立端部补偿线圈电感数学模型;(2)采用多目标粒子群优化(MOPSO)算法对补偿线圈结构进行多目标优化;(3)利用熵权法和模糊综合评价法对多个优化目标客观赋权并进行综合评价,选取一组折中最优设计方案,从而快速有效地确定补偿线圈的最优结构参数。通过有限元仿真对比补偿前后结果,发现经过端部补偿后,不仅电感灵敏度提高了28.6%,最大线性拟合误差也降低了45.8%;最后,进行样机实验,结果显示端部补偿后的探测线圈电感灵敏度为0.18 mH/10 mm,最大线性拟合误差小于0.18 mH,可实现10 mm的测量精度,验证了端部补偿线圈多目标优化设计方案的有效性。本文为其在模块化小型反应堆中的应用提供了优化设计理论基础。 展开更多
关键词 反应堆 自感式棒位探测器 端部补偿 多目标粒子群优化(MOPSO) 多目标优化
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核反应堆内温度测量研究进展与展望 被引量:1
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作者 欧阳可琛 司明浩 +4 位作者 邢力 冯晓娟 张金涛 孙艳飞 杨星团 《中国测试》 北大核心 2025年第2期1-18,共18页
核反应堆内的温度测量对于反应堆的安全和经济运行具有重要意义。当前堆内测温方式主要为技术较为成熟的热电偶或铂电阻温度计,但这类需要标定温敏关系的次级温度计存在着辐照环境下因材料组分或结构等变化而漂移的问题。随着新技术的... 核反应堆内的温度测量对于反应堆的安全和经济运行具有重要意义。当前堆内测温方式主要为技术较为成熟的热电偶或铂电阻温度计,但这类需要标定温敏关系的次级温度计存在着辐照环境下因材料组分或结构等变化而漂移的问题。随着新技术的不断发展,开发受辐照影响更小的次级温度计以及探索新型原级温度计的需求越来越迫切。文章将堆内正在使用或研究的各种测温技术分为以热电偶为代表的次级测温技术和以气体声学温度计为代表的原级测温技术,对各种测温技术的基本原理和研究进展进行综述,对其优缺点和耐辐照性能进行阐述,对其发展前景进行分析展望,为堆内测温技术的进一步研究和应用提供参考。随着温度单位重新定义的实施,在未来,以噪声温度计、气体声学温度计等为代表的原级测温技术有望在反应堆内温度测量和堆内次级温度计原位校准等方面发挥重要作用。 展开更多
关键词 核反应堆 堆内温度测量 原级测温 次级测温 原位校准
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基于格雷码的核电厂全行程棒位连续测量技术
7
作者 方金土 楼贤根 +3 位作者 李艺 齐箫 任洁 马一鸣 《核电子学与探测技术》 北大核心 2025年第2期229-234,共6页
本文介绍了在格雷码整定结果确定棒位区间的基础上,通过建立棒位判定与格雷码位的对应关系,对不同棒位区间采用特定格雷码位的信号调理电压与校验曲线对应的格雷码位信号调理电压进行数字比较,判定控制棒所处的准确位置,实现了分辨能力... 本文介绍了在格雷码整定结果确定棒位区间的基础上,通过建立棒位判定与格雷码位的对应关系,对不同棒位区间采用特定格雷码位的信号调理电压与校验曲线对应的格雷码位信号调理电压进行数字比较,判定控制棒所处的准确位置,实现了分辨能力为1个机械步的全行程棒位连续测量方法,分析了控制棒驱动电流干扰、格雷码棒位探测器输出信号畸变对全行程棒位测量准确性的影响,为进一步提升核电厂全行程棒位连续测量的准确性和可靠性提供了解决思路。 展开更多
关键词 格雷码 全行程 棒位 测量
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秦山核电二期工程反应堆水力模拟实验研究 被引量:19
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作者 杨来生 宗桂芳 胡俊 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2003年第z1期208-211,226,共5页
该实验研究采取了理论计算、单向实验和反应堆整体水力实验相结合的技术路线。反应堆整体实验模型的比例为1:4。模拟燃料组件按开式栅格模拟原理设计为2×2棒束组件,其轴向和横向流动特性分别与原型相同,每个组件的入口段装有测量... 该实验研究采取了理论计算、单向实验和反应堆整体水力实验相结合的技术路线。反应堆整体实验模型的比例为1:4。模拟燃料组件按开式栅格模拟原理设计为2×2棒束组件,其轴向和横向流动特性分别与原型相同,每个组件的入口段装有测量流量用的特制涡轮流量计和测量浓度用的微型电导电极。实验回路由额定流量为2×1170m3/h的两对称环路组成。实验得到的堆芯流量分配、反应堆各部分阻力系数、各部位旁漏流量和堆芯入口腔的交混因子等结果数据,验证并优化了反应堆的结构设计,为反应堆热工水力设计和安全分析提供了必需的和可靠的输入参数。 展开更多
关键词 反应堆水力模拟实验 流量分配 阻力系数 交混
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CF2系列燃料组件热态冲刷试验研究 被引量:4
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作者 田雪莲 聂常华 +4 位作者 余庆林 戎晓虹 徐长哲 李硕 陈训刚 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第4期6-10,共5页
针对CF2系列燃料组件,采用全尺寸和截短型(应用于模块化小堆)整组件分别开展了1:1的模拟燃料组件高温高压冲刷试验研究,考验了CF2系列燃料组件结构的可靠性及耐磨蚀等情况,获得了控制棒在全尺寸和截短型组件内的落棒性能数据,同时探讨... 针对CF2系列燃料组件,采用全尺寸和截短型(应用于模块化小堆)整组件分别开展了1:1的模拟燃料组件高温高压冲刷试验研究,考验了CF2系列燃料组件结构的可靠性及耐磨蚀等情况,获得了控制棒在全尺寸和截短型组件内的落棒性能数据,同时探讨了冲刷试验的工况参数确定方法。研究结果为国产先进燃料组件设计优化、安全评定及应用提供了重要的试验依据。 展开更多
关键词 CF2燃料组件 热态 冲刷 落棒
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缓发中子法测量脉冲堆裂变总数 被引量:3
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作者 郑春 王强 +1 位作者 李勐 代少丰 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第6期699-701,共3页
用长计数器测量已知裂变率的缓发中子计数率,然后用同一探测系统测量脉冲后的缓发中子计数率,探测系统的探测效率、缓发中子份额和缓发中子先驱核半衰期等参数均不变,从而建立起利用脉冲堆脉冲后的缓发中子衰减曲线确定脉冲裂变总数的... 用长计数器测量已知裂变率的缓发中子计数率,然后用同一探测系统测量脉冲后的缓发中子计数率,探测系统的探测效率、缓发中子份额和缓发中子先驱核半衰期等参数均不变,从而建立起利用脉冲堆脉冲后的缓发中子衰减曲线确定脉冲裂变总数的方法。该方法的相对标准不确定度(不包含稳定功率运行裂变率的不确定度)为4%。测量的30次脉冲的裂变总数与其它方法得到的结果一致。 展开更多
关键词 缓发中子 裂变总数 裂变率 长计数器
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固体径迹探测器测量反应堆功率研究 被引量:2
11
作者 史永谦 兰义正 +1 位作者 李义国 李富民 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 1995年第1期53-59,共7页
在零功率反应堆上利用固体径迹探测器直接测量燃料元件内的裂变率,可得到反应堆的功率。同时测量反应堆某位置的热中子通量密度,继而可得到单位功率的热中子通量密度。因此,通过测量该点的任何热中子通量密度即可得到反应堆的运行功... 在零功率反应堆上利用固体径迹探测器直接测量燃料元件内的裂变率,可得到反应堆的功率。同时测量反应堆某位置的热中子通量密度,继而可得到单位功率的热中子通量密度。因此,通过测量该点的任何热中子通量密度即可得到反应堆的运行功率。该方法可以减少与能谱测量有关的修正工作。由于辐照所需的中子通量密度低、时间短,因此与活化法等相比具有明显的优点。 展开更多
关键词 固体径迹探测器 裂变率 反应堆 功率 测量
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模块式小型堆控制棒驱动机构风冷性能热态试验 被引量:2
12
作者 田雪莲 戎晓虹 +6 位作者 卓文彬 徐长哲 王运生 张杨 许世杰 张林 马新光 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第4期60-63,共4页
采用1:1轴向比例模拟实堆运行环境,开展模块式小型堆(ACP100)控制棒驱动机构(CRDM)的风冷性能热态试验。测定了正常运行时不同冷却风速下各线圈平衡温度、线圈断风后温度变化及电气性能,获得了驱动机构的最小风速、允许断风时间、极限... 采用1:1轴向比例模拟实堆运行环境,开展模块式小型堆(ACP100)控制棒驱动机构(CRDM)的风冷性能热态试验。测定了正常运行时不同冷却风速下各线圈平衡温度、线圈断风后温度变化及电气性能,获得了驱动机构的最小风速、允许断风时间、极限断风性能等关键参数,为ACP100的驱动机构通风冷却系统设计和实堆运行提供重要的参考。 展开更多
关键词 ACP100 控制棒驱动机构 风冷
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便携式反应性测量系统设计 被引量:2
13
作者 孟令杰 赖伟 +2 位作者 黄国庆 严慧娟 后接 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2015年第9期917-920,925,共5页
基于逆动态法和周期法,开发了一套适用于钍基熔盐堆(TMSR)物理启动实验的便携式反应性测量系统。测量系统在保留了原电流信号测量功能的同时,加强了对脉冲信号的处理能力。对该系统进行了堆上实验验证,结果表明:系统能够正确处理脉冲及... 基于逆动态法和周期法,开发了一套适用于钍基熔盐堆(TMSR)物理启动实验的便携式反应性测量系统。测量系统在保留了原电流信号测量功能的同时,加强了对脉冲信号的处理能力。对该系统进行了堆上实验验证,结果表明:系统能够正确处理脉冲及电流信号,并得到反应性。在加入预测平滑算法后,系统能够实时,并较为准确地给出反应堆的功率倍周期。 展开更多
关键词 钍斟熔盐堆 反应性 脉冲信号 预测平滑
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CFBR-Ⅱ脉冲堆停堆过程物理分析 被引量:1
14
作者 李建胜 高辉 +2 位作者 李勐 王成 项伟灵 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2013年第3期355-358,共4页
依据中子增殖规律,应用点堆模型动态方程分析了CFBR-Ⅱ脉冲堆停堆的物理过程,发现坪区功率与预加反应性无关,原因是缓发中子产生强度与中子增殖两个相反因素互相抵消。利用两套10 B电离室分别测量获得了坪区功率和爆发脉冲后350s内堆功... 依据中子增殖规律,应用点堆模型动态方程分析了CFBR-Ⅱ脉冲堆停堆的物理过程,发现坪区功率与预加反应性无关,原因是缓发中子产生强度与中子增殖两个相反因素互相抵消。利用两套10 B电离室分别测量获得了坪区功率和爆发脉冲后350s内堆功率的变化。该堆停堆过程中功率变化为:坪区时3.5MW,主安全块下降5mm时209kW,各部件外下限时4.8kW,30s时约60W。 展开更多
关键词 脉冲堆 停堆过程 物理分析 功率 中子增殖
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CEFR事故余热排放系统管道热应变测量及结果分析 被引量:1
15
作者 余华金 唐龙 +1 位作者 齐敏 喻丹萍 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第5期156-160,共5页
中国实验快堆(CEFR)以钠作为冷却剂。事故余热排放系统是CEFR快堆的专设安全设施,在反应堆出现地震、系统供电全部中断、全部蒸汽发生器给水中断的事故工况时,将堆芯余热通过空气冷却器非能动地排放到最终热阱。CEFR事故余热排出系统设... 中国实验快堆(CEFR)以钠作为冷却剂。事故余热排放系统是CEFR快堆的专设安全设施,在反应堆出现地震、系统供电全部中断、全部蒸汽发生器给水中断的事故工况时,将堆芯余热通过空气冷却器非能动地排放到最终热阱。CEFR事故余热排出系统设计温度为550℃,运行温度最高为516℃,全部为双层管道,管道内运行介质为高温的液态金属钠。通过对事故余热排放系统进行热应变测量和数据分析,掌握系统管道的应力应变情况和监测系统运行状态的应力变化。 展开更多
关键词 中国实验快堆 事故余热排放系统 热应变 测量
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多层套管型燃料组件辐照考验装置热工优化设计 被引量:1
16
作者 徐涛忠 向玉新 +3 位作者 王皓 邓才玉 刘水清 孙寿华 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2017年第4期76-78,共3页
利用三维数值模拟软件ANSYS/CFX建立多层套管型燃料组件的数值模型,对多层套管型燃料组件辐照装置进行优化分析。将优化后的燃料组件辐照装置放入高通量工程试验堆(HFETR)进行带核试验,试验数据表明,燃料组件辐照考验装置优化后,其测量... 利用三维数值模拟软件ANSYS/CFX建立多层套管型燃料组件的数值模型,对多层套管型燃料组件辐照装置进行优化分析。将优化后的燃料组件辐照装置放入高通量工程试验堆(HFETR)进行带核试验,试验数据表明,燃料组件辐照考验装置优化后,其测量值能够代表燃料组件的真实辐照数据。 展开更多
关键词 多层套管型燃料组件 数值模拟 温场
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CEFR事故余热排放系统优化设计 被引量:1
17
作者 唐龙 齐敏 +1 位作者 余华金 刘佳 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2013年第4期292-296,共5页
为提高快堆管道设计的经济性,根据支吊架优化原则,对事故余热排放系统进行优化设计,使管道系统在各种预期的载荷工况下,都能满足ASME设计规范规定的应力限值,并减少阻尼器、弹簧支吊架的使用量。通过对CEFR的事故余热排放系统的优化设计... 为提高快堆管道设计的经济性,根据支吊架优化原则,对事故余热排放系统进行优化设计,使管道系统在各种预期的载荷工况下,都能满足ASME设计规范规定的应力限值,并减少阻尼器、弹簧支吊架的使用量。通过对CEFR的事故余热排放系统的优化设计,积累了高温管道支吊架的布置经验,为以后快堆的管道设计打下基础。 展开更多
关键词 事故余热排放系统 支吊架 ASME 高温管道
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核动力反应堆零功率物理试验的多普勒发热点测量试验 被引量:3
18
作者 黄礼渊 付国恩 《核电子学与探测技术》 CAS 北大核心 2015年第2期138-140,145,共4页
为了定量确定零功率物理试验功率的上限,在反应堆零功率物理试验中,利用数字反应性仪测量多普勒发热点,以确定试验功率的范围、保证试验精度。叙述了本次多普勒发热点测量试验的原理、试验仪器、试验方法、试验结果及数据处理方法等,试... 为了定量确定零功率物理试验功率的上限,在反应堆零功率物理试验中,利用数字反应性仪测量多普勒发热点,以确定试验功率的范围、保证试验精度。叙述了本次多普勒发热点测量试验的原理、试验仪器、试验方法、试验结果及数据处理方法等,试验结果表明:利用数字反应性仪测得的反应性经过修正后可以准确地判断多普勒发热点,可为后续物理试验提供参考。 展开更多
关键词 核动力反应堆 多普勒发热点 数字反应性仪 反应性测量
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反应堆下腔室涡流引起堆芯流动不稳定性试验研究 被引量:1
19
作者 孟洋 廖恒基 +4 位作者 姜林 方颖 张嘉琪 李勇 杨祖毛 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2024年第2期96-102,共7页
压水反应堆各个环路中的冷却剂在下腔室发生剧烈湍流交混,下腔室腔体内产生大量涡流,会导致堆芯燃料组件入口流量随机震荡,引发堆芯瞬态流动不稳定性,可能影响到反应堆热工、结构安全或传热性能。本文对反应堆内燃料组件区域流动特性开... 压水反应堆各个环路中的冷却剂在下腔室发生剧烈湍流交混,下腔室腔体内产生大量涡流,会导致堆芯燃料组件入口流量随机震荡,引发堆芯瞬态流动不稳定性,可能影响到反应堆热工、结构安全或传热性能。本文对反应堆内燃料组件区域流动特性开展研究,通过水力学试验手段获得反应堆堆芯在多种运行工况下,下腔室安装流量分配裙和不安装流量分配裙时的堆芯燃料组件入口流量脉动数据,试验结果表明,流量分配裙对下腔室涡流的抑制效果明显,在碎涡整流作用下,堆芯流量脉动明显降低;随着运行环路数的减少,下腔室流场对称性降低,涡流增强,堆芯流量脉动明显增大;下腔室涡流还会对堆芯入口流量分配均匀度造成不利影响,流量脉动偏大区域对应的流量分配因子明显较小。 展开更多
关键词 反应堆 涡流 流动不稳定性
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压水堆核电厂燃料棒大破口情形下的辐射源项特征研究 被引量:1
20
作者 景福庭 吕焕文 +2 位作者 朱建平 高希龙 黄迁明 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2021年第S02期65-69,共5页
反应堆运行中,燃料棒出现大破口后,会引起燃料芯体材料的释放和一回路源项的明显上升,影响反应堆的安全运行。本文基于某核电厂的源项实测值进行燃料破损状态评估,分析表明堆芯燃料棒出现了大尺寸的破口,并出现了燃料的释放,与停堆后的... 反应堆运行中,燃料棒出现大破口后,会引起燃料芯体材料的释放和一回路源项的明显上升,影响反应堆的安全运行。本文基于某核电厂的源项实测值进行燃料破损状态评估,分析表明堆芯燃料棒出现了大尺寸的破口,并出现了燃料的释放,与停堆后的破损检查结果基本一致。研究表明燃料棒大破口情形下的一回路源项存在以下特征:冷却剂中^(134)I源项的持续上升;典型裂变产物的活度谱与沾污铀的活度谱相近;功率瞬变时没有明显碘峰现象;冷却剂中可以检测出^(239)Np源项。这些规律可用于反应堆的燃料破损分析,有助于及时识别出堆芯出现燃料棒大破口的情形。 展开更多
关键词 燃料破损 燃料释放 裂变产物源项
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