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秦山核电站考验元件燃耗的辐照史校正计算
燃料元件 燃耗 核电厂 辐照史校正
2009/1/4
通过实验测得反应堆停堆时刻裂变产物~(137)CS、~(148)Nd等监测体的浓度值,进而推算出辐照燃料元件的燃耗值是通常采用的方法。它需要若干参数,如裂变产物的平均裂变产额,反应(n,γ)的修正量,放射性裂变产物的堆内衰变修正量,可裂变核素的平均裂变能量等。这些参数都同燃料的辐照历史紧密关联。本文概述了上述参数的计算方法并给出了计算结果。方法的主要特点是:1.以考验元件的实际参数为输入数据;2....
秦山核电厂燃料棒 PCMI 效应和包壳疲劳分析
秦山核电厂燃料棒 有限元
2008/12/15
用ＦＲＡＰＣＯＮ－２程序中二维有限元力学模块ＡＸＩＳＹＭ分析了秦山核电厂燃料芯块与包壳之间的机械相互作用（ＰＣＭＩ），给出了包壳局部应力的计算结果。根据ＬＡＮＧＥＲ＆Ｏ’ＤＯＮＮＥＬ疲劳寿命经验公式和ＭＩＮＥＲ法则，编制了疲劳分析程序ＦＡＴＩＧ－１，分析了秦山核电厂燃料包壳在负荷追随运行工况下的积累疲劳损伤因子，为秦山核电厂燃料元件的设计改进和安全审评提供依据。
秦山核电厂燃料包壳PCMI阈值分析
秦山核电厂 燃料棒
2008/12/15
利用欧共体提供的日本燃料元件行为分析程序FEMAXI Ⅳ ,分析秦山核电厂燃料芯块与包壳局部机械相互作用 (PCMI)的应力水平 ,评价PCMI破坏的安全裕量。通过计算应力阈值图 ,确定秦山核电厂燃料棒的运行功率阈值图 ,并由此得出在控制棒不可控抽出事故瞬态下 ,功率裕量为 147W /cm ,相应的应力裕量为 2 63MPa。
秦山核电站考验元件辐照后燃料的晶粒长大及温度分布
秦山核电站 辐照
2008/12/15
文章介绍秦山核电站考验元件辐照后燃料ＵＯ２的微观分析结果。用定量金相方法，结合晶粒长大动力学原理，计算出元件的中心温度，结果与ＦＲＡＰ－ＣＯＮ程序分析相符。以辐照后检验结果为基础，确定了评价国产燃料ＵＯ２辐照行为的参数Ｋ和Ｑ值。
秦山核电站燃料考验组件在HWRR辐照考验前的物理性能测量
秦山核电站
2008/12/15
为测量秦山核电站燃料考验组件的物理性能,设计了专用实验组件。用直接测量芯棒γ活性的方法,成功地得到了组件功率与大堆功率的关系。用棒栅反应性曲线刻度了组件反应性及失水反应性。用活化箔法测得中子注量率以及芯棒间的功率分配。并采取措施,在满足组件考验热工条件的同时,实现了兼顾Mo-Tc的生产。