《研究堆堆芯燃料管理》是依託清華大學，由胡永明擔任項目負責人的聯合基金項目。
《研究堆堆芯燃料管理》是依託清華大學，由胡永明擔任項目負責人的聯合基金項目。項目摘要為提高核反應堆的經濟效益和更有效地利用鈾資源，對兆瓦以上的研究堆像核電站一樣提出了降低運行成本、延長循環周期和更有效利用核燃料等最佳化堆芯...
堆芯燃料管理 堆芯燃料管理是2020年公布的電力名詞。定義 在確保核電廠安全可靠運行的前提下,為提高電廠的能力因子、獲得最佳燃耗深度、降低運行成本、增加機組運行靈活性,以及滿足核電廠可持續發展的需要,開展的有關確定換料周期、最佳化堆芯換料方案等的設計論證與安全分析工作。
《核反應堆堆芯燃料管理最佳化模型的建立與計算方法研究》是依託西安交通大學，由吳宏春擔任項目負責人的青年科學基金項目。中文摘要 研究核反應堆燃料管理最佳化模型的建立與計算方法。跳出傳統的零維和二維兩步最佳化思路，建立一個全新的二維一步最佳化模型，確保獲得真正最優解。研究快速計算中子擴散方程的數值方法，套用並行...
《核動力廠、研究堆、核燃料循環設施安全許可程式規定》是生態環境部發布的檔案，成文日期是2019年08月26日。檔案發布 《核動力廠、研究堆、核燃料循環設施安全許可程式規定》已於2019年7月11日由生態環境部部務會議審議通過，現予公布，自2019年10月1日起施行。1993年12月31日國家核安全局發布的《核電廠安全...
因此，研究堆的設計和運行管理往往比常規的核動力反應堆更複雜及多樣化，其臨界安全問題是研究堆的核心問題。總體上看，研究堆結構比動力堆簡單，一般也運行在低溫度下。由於研究堆裝載較少的燃料，堆功率一般比較小，因此潛在的放射性裂變產物總量比核動力反應堆少得多，一般研究堆發生堆芯嚴重損壞並造成放射性裂變...
法國OSIRIS研究堆是一個熱功率為70MW的實驗反應堆。它是一個開放堆芯池式輕水堆，其主要目標是在高中子通量下開展核動力廠燃料元件和結構材料的試驗和輻照，並產生放射性同位素。法國OSIRIS研究堆位於法國巴黎薩克萊研究中心。OSIRIS於1966年9月8日達到臨界。1968年反應堆達到額定滿功率70MW。從1966年到1980年初，反應...
反應堆堆芯內的流體流動和傳熱工況直接決定了燃料元件芯塊和包殼的溫度，為此要進行燃料元件與冷卻劑之間的傳熱係數、堆芯各燃料組件之間的流量分配、燃料組件內流速分布、臨界熱流密度以及臨界後傳熱等實驗研究。隨著對安全要求的提高，研究領域從穩態擴展到瞬態，如建造功率高達幾萬千瓦的整個電廠系統的模擬實驗迴路，...
為改變這種情況，進行了UO₂ 棒束燃料組件的堆芯物理、熱工設計、工藝管改進設計。1983 年利用停堆檢修時間完成了堆芯燃料的更換。UO₂燃料組件，在長時間高功率運行及多次熱循環工況下顯示了良好的安全性。利用HWRR 進行的主要工作101 重水研究堆用途是很廣的。現就主要科研和生產工作概述如下。1 ．熱中子散射...
《混合堆堆裂變燃料管理關鍵技術探索研究》是依託核工業西南物理研究院，由馮開明擔任項目負責人的面上項目。項目摘要 堆內裂變燃料管理是混合堆能否穩定運行的關鍵技術之一，也是在其研究設計階段急待解決的極具挑戰性的課題。本項目在國內混合堆工程概要設計的基礎上，對堆內裂變燃料的管理技術進行深入、系統的研究。內...
其中主要內容包括反應堆堆芯設計管理、核燃料採購與製造質量控制、換料大修燃料管理、反應堆物理試驗管理、堆芯運行數據管理、堆芯燃耗的管理、燃料組件運行完整性跟蹤與評價（跟蹤、檢查、評價、處置）、核材料管制（核材料衡算、核材料實物保護、核材料許可證申請、燃料廠房管理）、乏燃料貯存與運輸和燃料管理策略研究等...
4.2.3 提高燃料富集度 4.3.18 個月換料模式 4.3.1 可行性研究 4.3.2.18 個月換料必須採用的新設計技術和新燃料組件1 4.3.3 新燃料組件選則和使用要求 4.3.4 AFA-3G燃料組件 4.3.5.18 個月換料燃料管理方案的確定 4.3.6 堆芯核設計和功率能力分析 4.3.7 關鍵安全參數 4.3.8 WRB-A和...
對反應堆堆芯燃料裝載方式要進行適當的調整，即要進行燃料管理。與安全有關的時空動力學的計算也是極其重要的。由於瞬發中子壽命極短，所以要精確描述它，必須採用極短的時間步長求解三維空間瞬態擴散方程。由於它的重要性與計算工作量大，仍在探索用更有效更正確的計算方法，來解決有關時空動力學的反應堆安全問題。
項目名稱：壓水堆堆芯Pin-by-pin燃料管理計算關鍵技術研究 執行期限：2018.1-2021.12 項目簡介：壓水堆堆芯燃料管理計算通過模擬核-熱-燃耗多物理耦合過程為安全性和經濟性分析提供單棒（Pin-by-pin）功率分布。但是，現有壓水堆堆芯燃料管理計算方法近似過多、精度受限，嚴重限制了堆芯安全性和經濟性。本項目擬...
研究方向 1. 核反應堆物理 2. 中子輸送和擴散理論數值方法 3.核反應堆堆芯燃料管理 4. 石油核測井數值模擬。主講課程 核反應堆物理與計算方法，中子輸運理論及數值計算，PWR核電廠燃料管理。研究成果 從事核工程領域科研四十餘年，先後主持過七項國家自然科學基金項目，五項國家攻關項目，四項國家863和973項目，十...
1．裂變堆工程技術 （1）動力堆，已掌握用於先進壓水堆的物理、燃料組件、熱工水力設計程式，具備對大型壓水堆含釓可燃毒物長循環低泄漏堆芯和燃料管理的設計能力。對應付全廠斷電工況非能動餘熱排出、主冷卻劑和主蒸汽管道破口工況的非能動安全殼冷卻和安注等系統做了重點研究。研製出核電站儀控系統用計算機原理...
就某個具體反應堆工程項目來說，反應堆物理研究的對象就是這個項目中系統的中子物理特性。例如，某個反應堆設計、建造和運行中的物理問題。具體的反應堆物理設計工作分階段進行：(1)在提出一項新的反應堆設計任務後，先要選擇物理方案。主要是從反應堆物理性質，即從反應堆內燃料、結構材料、冷卻劑和/或慢化劑堆芯...
反應堆物理學 反應堆物理學（reactor physics）是2020年公布的電力名詞。定義 用理論計算和物理實驗相結合的方法,研究反應堆等增殖系統和介質內中子群體的時間、空間、角度、能量分布和增殖特性,以及與中子學有關的核安全設計、燃料管理策略、新型堆芯研發等的物理學分支。出處 《電力名詞》第三版。
6．2 反應堆動力學 6．2．1 中子動力學基礎 6．2．2 鈉冷快堆中子動力學特點 6．3 反應性的變化和控制 6．3．1 反應堆自反饋效應 6．3．2 反應性控制 6．3．3 鈉冷快堆反應性控制的實現- 6．4 堆核心燃料管理 6．4．1 堆芯燃料管理 6．4．2 鈉冷快堆裝換料及最佳化 6．5 快中子反應堆物理啟動...
研究結果 由於秦山核電廠第10次換料大修時間較長，反應堆內已輻照燃料所產生的自發裂變中子將會更多，無外加中子源時探測器將能夠獲得更強的信號。秦山核電廠通過實踐證明，在堆芯沒有有效的外加中子源的情況下，可以採用高效中子探測器、安全分析以及加強技術與行政管理等措施，使反應堆處於有效的監測與控制之下。在...
它們作為主契約商，其主要活動是設計核蒸汽供應系統，包括反應堆堆芯，並進行相應的研究和開發工作，而把硬體的製作大部分委託選定的專門製造廠按規定的技術條件和質量保證程式完成。從頭建立具有提供核蒸汽供應系統成套設備能力的公司(或公司組合)，是一項艱巨的任務。這種公司需要擁有一支由多種專業人員組成的有力的科技...
研究領域及方向:反應堆物理的理論與計算方法；核燃料管理最佳化；反應堆物理在堆芯測試上的套用 主要研究項目：“在上海交大主持學校與美國西屋公司反應堆物理領域的大型合作項目，” 07 年度在研的項目有：· Investigation on Basic Issue for Next Generation Methods(Containing 2 Projects)· LWR LP Search Methods ...
《核反應堆物理》是2010年原子能出版社出版的圖書，作者是李澤華。內容簡介 李澤華編著的《核反應堆物理》主要介紹核反應堆物理的基礎理論知 識。全書共分八章，包括反應堆的核物理基礎、中子的慢化和擴散、核反 應堆臨界理論、反應性隨時間的變化、溫度效應和反應性控制、核反應堆 動力學、堆芯燃料管理和反應堆...
快堆技術的發展和推廣，對促進我國核電可持續發展和先進燃料循環體系的建立，對核能的可持續發展具有重要意義。各項參數 中國實驗快堆是我國第一座快堆，其熱功率為65MW，電功率20MW採用鈉-鈉-水三迴路設計，一迴路為一體化池式結構；堆芯入口溫度360℃，出口溫度530℃，蒸汽溫度480℃，壓力14MPa；事故餘熱排出系統...
3.6核燃料管理 3.6.1核燃料循環概述 3.6.2堆芯燃料管理 3.6.3壓水堆裝換料布置方式 3.6.4堆芯裝換料的最佳化研究 參考文獻 第4章核反應堆熱工流體力學 4.1核反應堆釋熱 4.1.1裂變能及其在堆內的分布 4.1.2燃料元件和堆內部件釋熱 4.1.3停堆後的釋熱及其冷卻 4.2核反應堆傳熱 4.2.1概述 ...
為維持運行，堆芯燃料部分保持常規的大小質量，通過核工程師們熟知的方式利用核能：通過蒸汽發生器將核反應產生的熱量帶出堆芯，轉換為蒸汽的動能進而推動汽輪機做功，產生電能。除最初的啟動源需要濃縮鈾，其他所有燃燒都可以來自天然的材料。因此不需要分離濃縮。形象的說，行波堆像蠟燭，用火柴點燃後逐漸燒盡，並...
核反應堆動力學。核反應堆的點堆動力學。緩發中子的作用，反應堆周期的概念。反應堆周期的計算。點堆中子動力學方程及階躍擾動時點堆模型動態方程的解，點堆動力學方程的近似解法及數值解法。核燃料管理。 核燃料管理中的基本物理量及核燃料管理的主要任務。多循環和單循環核燃料管理。堆芯換料設計的最佳化。
對於鋁合金做包殼的生產堆天然鈾金屬燃料，先用氫氧化鈉溶液去包殼，用水漂洗後再用硝酸溶解芯體；而對以鋁（或鎂）合金作包殼、以鋁（或鎂）與富集鈾金屬彌散體為芯體的研究試驗堆輻照燃料，則也可用硝酸一次性予以溶解。溶解過程可分批或（半）連續地在帶夾套（內通加熱蒸汽或冷卻水）和霧化蒸汽冷凝器的溶解...
五、燃料組件平均的少群常數計算 第三節 功率分布和反應性設計計算 一、引言 二、基本的計算理論 三、功率分布及不均勻係數 四、反應性設計計算 五、動態參數的計算 第四節 燃耗分析和堆芯燃料管理 一、引言 二、燃耗分析的基本方法 三、燃耗計算程式簡介 四、燃料柵元燃耗計算 五、堆芯燃耗計算與燃料管理 參考...
第2章 反應堆 1 反應堆概況 1.1 反應堆功能 1.2 反應堆主要參數 1.3 反應堆本體主要設備 1.4 反應堆輔助設備 2 堆芯部件 2.1 燃料組件 2.2 相關組件 3 堆芯核設計 3.1 設計要求 3.2 設計基準 3.3 設計模型和電腦程式 3.4 堆芯燃料管理 3.5 堆芯核設計 3.6 堆芯物理試驗和測量 3.7 ...
(3) 堆芯設計保證在任何運行工況和事故情況下，燃料元件最高溫度不超過其安全限值1620℃。(4) 採用燃料元件連續裝卸、多次循環的燃料管理模式，即燃料元件從堆芯頂部裝入，從堆芯底部卸料管卸出，卸出的燃料元件逐個進行燃耗測量，已達到卸料燃耗的元件被排出堆外貯存，未達到卸料燃耗的元件則被重新裝入堆芯，實現...
