搜索结果: 91-105 共查到“知识库 裂变堆工程技术”相关记录617条 . 查询时间(3.295 秒)
DVI管线破裂始发严重事故的IVR分析
直接注入管线破裂 严重事故 IVR
2010/8/20
本文选取了直接注入管线破裂始发的严重事故，分析堆芯熔融物压力容器内保持（IVR）策略实施以后压力容器下腔室内堆芯碎片和压力容器下封头的响应、堆芯碎片与压力容器壁面的传热、压力容器外壁面与堆腔水之间的传热以及压力容器不同区域的热流密度。研究表明，该事故序列下未发生下封头蠕变失效，区域4有最早发生蠕变失效的可能性。
热化截面库SabDEP制作与热化截面插值方法
SabDEP 热化截面 ACE 插值
2010/8/10
加工生成了基于ENDF/BⅦ及其评价方法的新热化ACE(A Compact ENDF)截面库SabDEP（工程物理系热化截面库），包括轻水、重水、Be、石墨、H/Zr和Zr/H共6种材料，每种材料含6个温度点。对SabDEP库进行了微观截面比对验证和积分计算验证，重水的截面相对于原来生成的截面有很大改进。在清楚ACE文件结构基础上，对热化截面开展了温度插值方法研究，取得了很好的插值结果。
船用堆小破口失水事故处置的影响因素分析
失水事故 影响因素 船用堆 运行安全分析
2010/8/3
针对船用堆小破口失水事故处置复杂的特点，利用运行安全分析平台对事故进行了仿真研究，探讨了补水系统、危急冷却系统、二回路设备等对事故处置过程和后果的影响，为运行人员的处理和操作提供了参考，有助于失水事故应急处置规程的制定。
HFETR流量反转分析研究
HFETR 自然循环 流量反转 强迫循环
2010/7/19
中国高通量工程试验堆（HFETR）在流量反转过程中，堆芯热工参数的变化会影响到反应堆的安全运行。为此本文利用RELAP5/MOD3程序建立了HFETR模型，进行了相关的研究，得出HFETR强迫循环向自然循环转换的最大允许功率为850 kW，自然循环向强迫循环过渡的时刻由压力壳上部水温决定。研究结果表明，现运行模式能保证反应堆的运行安全，为以后运行模式的完善提供了支持。
确定反应堆核功率刻度中修正系数的新方法
中子注量 修正系数 功率 MCNP程序
2010/6/29
基于Westcott理论刻度反应堆核功率是目前应用最为广泛的方法，但该方法需要用到大量的修正参数，而修正参数在很大程度上依赖于基于某些特定堆型的经验公式，非常繁琐。本工作利用MCNP程序对堆芯乃至堆芯内活化箔的布置情况进行精确描述，通过理论计算直接得到活化箔活性与反应堆核功率之间的关联系数，从而直接用实验测得的堆芯中子注量分布及归一点的活化箔活性导出反应堆的功率。该方法具有简单、准确度高、适用范围...
船用堆控制棒失控抽出事故时堆芯安全特性研究
反应堆 控制棒 失控抽出 安全分析
2010/6/21
采用船用堆三维动态安全分析仿真软件对发生控制棒失控抽出事故时堆芯安全特性进行了仿真分析，研究了反应堆分别处于高、低功率运行工况下1组或1束控制棒以不同的速率失控抽出时堆芯燃料芯块中心最高温度、最小烧毁比和冷却剂出口温度等参数的变化规律，并进行了比较，得出了一些有益的结论，对于考察反应堆安全状况和事故发生后反应堆操纵人员制定安全措施具有重要的指导意义。
稳压器波动管蠕变破裂失效尺寸敏感性分析
压水堆 严重事故 稳压器波动管 蠕变破裂失效
2010/6/14
以压水堆严重事故最佳估算程序为计算工具，研究了严重事故中稳压器波动管不同失效尺寸对严重事故进程和结果的影响。计算分析表明，稳压器波动管失效尺寸设为当量直径15 cm左右的破口时可获得一个相对保守的计算结果，失效尺寸在12 cm以下或18 cm以上时，其计算结果没有15 cm情况下的严重。研究结果可为深入研究压水堆核电厂严重事故现象提供参考。
中国先进研究堆首次临界实验模拟计算
中国先进研究堆 首次临界 模拟分析 外推
2010/6/9
介绍了中国先进研究堆首次临界实验的原理、方法和步骤。在没有参考堆，未进行零功率物理模拟实验的情况下，主要利用数值计算方法对首次临界实验过程进行模拟分析，得到了燃料组件数外推以及控制棒棒栅高度外推模拟曲线等数据，预测了临界燃料组件数和临界棒栅高度。为即将进行的首次临界实验提供了必要的参考数据。
采用SF6示踪技术检测某反应堆3个堆厅在常温常压下的气体渗漏率，考察堆厅渗漏气体在主要工作场所的累积效应和到达建筑物内人员疏散通道关键部位的时间和累积强度。结果表明，3个反应堆堆厅在检测条件下的气体渗漏率分别为（7.30±0.16）×10-4、（1.88±0.12）×10-4和（2.07±0.07）×10-4h-1。堆厅渗漏气体在各工作间以较快速度积累，5 h左右在工作间内达到极值，在一楼更衣室内...
反应堆一回路装置的重量优化设计
核动力装置 一回路 优化设计 敏感性分析
2010/5/25
本文将最优化理论应用到核动力装置方案设计中，以核动力装置重量作为性能评价指标，建立了核动力一回路系统中主要设备的重量评价模型，在对影响一回路主要设备重量的热工参数进行敏感性分析的基础上，应用自主开发的改进复合形算法对核动力装置总体热工参数进行寻优，在满足功率要求和安全准则的前提下，获得了使压水堆一回路装置重量最小的优化设计方案。优化设计方案与原始设计方案相比，重量减少了3.77%，从理论上证明了优...
HPGe测量气体裂变产物中微量77Kr的可行性分析
77Kr 气体裂变产物 HPGe MCNP
2010/5/18
针对气体裂变产物中微量77Kr的测量问题，利用MCNP模拟计算了气体裂变产物对77Kr的影响。结果表明，HPGe不可能直接测量气体样品中的77Kr，但可通过测量其子体77Br来推算77Kr。
TOPAZ-Ⅱ反应堆慢化剂温度效应分析
氢化锆 慢化剂温度效应 TOPAZ- Ⅱ反应堆
2010/5/14
TOPAZ-Ⅱ反应堆是以高富集度铀为燃料，以氢化锆为慢化剂的空间发电用反应堆。与一般采用氢化锆作为慢化剂的反应堆不同，TOPAZ-Ⅱ反应堆呈现正的慢化剂温度效应，且其值较大。本工作采用MCNP程序对TOPAZ-Ⅱ反应堆的慢化剂温度效应进行计算，通过分析氢化锆升温前后主要区域中子能谱和中子产生率、中子吸收率及泄漏率的变化，得出产生正慢化剂温度效应的原因：氢化锆升温后，中子产生率增加较大，而泄漏率增加...
HTR-PM反应堆舱室自然对流特性数值分析
高温气冷堆 余热排出系统 自然对流
2010/5/5
为研究HTR-PM反应堆舱室自然对流特性，本文分别就黑度系数、辐射模型、流动模型及壁面处理方式等进行了讨论，摸索出适用于HTR-PM反应堆舱室自然对流数值分析的模型。利用该模型，对影响反应堆舱室自然对流的内外壁面温差、径向间距与环形空间高度比、水冷壁钢板高度与环形空间高度比、内外壁面半径比和内壁面温度不均匀分布等5个因素进行数值分析，并对部分因素给出相关的拟合公式，对于HTRPM反应堆舱室设计、...
AP1000冷管段小破口失水事故分析
AP1000 RELAP5 小破口失水事故
2010/5/2
基于压水堆最佳估算程序RELAP5/MOD3.4，对AP1000的冷却剂系统和非能动堆芯冷却系统进行建模分析，得到了系统压力、破口流量、燃料包壳温度等关键参数的瞬态变化，计算结果与西屋公司采用NOTRUMP程序计算的结果基本一致。分析表明：AP1000的非能动专设安全设施能有效地对一回路进行冷却和降压，防止堆芯过热，验证了AP1000发生冷管段小破口失水事故后的安全性。