第二章1、反应堆堆芯的组成（哪些组件构成）燃料组件、控制棒组件、中子源组件、可燃毒物组件、阻力塞组件2、简述燃料组件的组成（17*17， 24+1， 格架（底部、顶部、中间、搅混）及格架的材料）17X17方阵构成燃料组件、包括264 根燃料棒、24 根控制棒导向管、1根中央测量管、14 层结构格架（10+4）：包括顶部格架、底部格架、8层中间格架和四层中间搅混格架及一层保护格架进行支撑。中间搅混格...

1.3 专设安全设施§1.3.1安全注入系统（RIS）安全注入系统由高压安注（HHSI）、中压安注（MHSI）和低压安注（LHSI）三个分系统组成。高压安注和低压安注（LHSI）的流程如图1，中压安注（MHSI）如图2所示。高压安注和低压安注为能动注入分系统，具有足够的设备和流道冗余度，即使发生单一能动或非能动故障，仍能保证运行安全的可靠性和连续的堆芯冷却。中压安注为非能动注入分系统，它包括两条单...

高温气冷堆的工作原理高温气冷堆的工作原理高温气冷堆（High-Temperature Gas-Cooled Reactor，简称HTGR）是一种基于气冷技术的新型核反应堆。相比传统的水冷堆，高温气冷堆具有更高的温度和更高的燃烧效率，同时还具备较高的安全性和可靠性。本文将详细介绍高温气冷堆的工作原理。高温气冷堆的核燃料是以富集铀或钚等核材料制成的小型球体，被称为“球形颗粒堆”，这些颗粒由包层材料包围...

示范快堆中的气体夹带现象（实用版）一、引言  二、示范快堆中气体夹带现象的原理  三、示范快堆中气体夹带现象的影响  四、应对示范快堆中气体夹带现象的措施  五、结论正文一、引言示范快堆（Demonstration Reactor）是一种用于验证快中子增殖堆技术的反应堆。在示范快堆的运行过程中，可能会出现气体夹带现象，这对堆芯的安全性和稳定性产生重要影响。本...

核潜艇动力之源：核反应堆美国“洛杉矶”级攻击型核潜艇，反应堆功率2．6万千瓦，航速32节。反应堆reactor游戏核裂变反应堆按照不同的核装料和核装料所处的状态可以分为不同的类型。目前，世界各国核潜艇上的核反应堆主要是压水堆。正在研究的堆型有气冷堆、快中子堆、熔盐堆等。所谓压水堆，主要是指以普通水为导热介质，使这些水处于高压状态的核反应堆。核潜艇的核燃料，一般都是经高温烧结的圆柱形二氧化铀陶瓷块，...

小型模块化反应堆技术及我国应用前景作者中电投电力工程有限公司，上海市田林路888弄8号楼 200233摘要：分析了小型反应堆较常规核电机组的优势，介绍了中美设计进度较快的小型压水堆的技术特点，并探讨了小型反应堆在我国应用的前景。关键词：核能  小型反应堆  模块化  应用前景1.简介国际原子能机构(IAEA)将“小型”反应堆定义为电功率300MWe以下的核反应堆机组。...

核反应堆工程  复习参考题1、压水堆与沸水堆的主要区别是什么？沸水堆采用一个回路,压水堆有两个回路；沸水堆由于堆芯顶部要安装汽水分离器等设备，故控制棒需从堆芯底部向上插入，控制棒为十字形控制棒,压水堆为棒束型控制棒,从堆芯顶部进入堆芯；沸水堆具有较低的运行压力（约为70个大气压）,冷却水在堆内以汽液形式存在，压水堆一回路压力通常达150个大气压，冷却水不产生沸腾。2、简要叙述一种常用堆型...

49-2游泳池式反应堆超设计基准事故的筛选与分析张亚东;郭玥;吴园园;邹耀【摘 要】The beyond design basis accident was analyzed to ensure safe operation of 49‐2 Swimming Pool Reactor (SPR) after design life .Because it’s difficult to use PS...

reactor-core 作用    英文回答：    Reactor Core is the foundation of modern nuclear reactors. It is where the controlled nuclear chain reaction takes place, releasing heat that is used to...

PCTRAN  Nuclear Power Plant Simulator--AP1000版PCTRAN是基于PC的核能仿真软件包尤其针对核电站运行和事故反应的培训。如堆芯熔化，安全壳失效和放射性物质释放等严重事故也包含在它的范围内。从1985年引入以来，PCTRAN已经成为全世界安装在核电站和研究机构中最成功的仿真软件。从1996年起，PCTRAN被国际原子能机构（IAEA）选为年度先...

abnormal异常的,不正常的absorber rod吸收棒acceleration加速度acceptable cost可接受费用acoustic monitoring声音监测acoustic声音的actinides锕类元素active system能动系统active能动的,有源的actuation触发,驱动actuator传动机构,制动机构, 触发器acute effect急性效应aerod...

固态燃料熔盐冷却快堆的钍铀增殖特性研究钍增殖堆的研究对于我国加快利用钍燃料具有重要意义,是解决核燃料可持续性发展的重要手段。钍基燃料在各类堆型中的利用,已有大量研究。液态燃料氟盐热堆MSRs和液态燃料氟盐快堆MSFRs分别是钍利用最理想的热堆和快堆堆型。Nagy以FLiBe为冷却剂,分析了MSRs实现燃料自持,需要在线快速去除裂变产物FP和次锕系元素MA,并且萃取233Pa放到堆外转变为233U后...

高温气冷堆的固有安全性高温气冷堆的固有安全性概述高温气冷堆（High Temperature Gas-cooled Reactor，简称HTGR）是一种先进的核反应堆技术，其针对固有安全性作出了重要的设计改进。本文将详细介绍高温气冷堆的固有安全性的相关知识，包括其特点、设计原理及优势等方面，旨在让读者更好地理解高温气冷堆的安全性能。1. 高温气冷堆的特点高温气冷堆作为一种先进的核反应堆技术，具有以...

40 kW热离子月面堆电源堆芯方案研究王征1郝晓龙2孙征1侯丞1赵守智1*(1.中国原子能科学研究院  北京  102413; 2.北京跟踪与通信技术研究所  北京  100089)摘要：针对月球科研站的用电需求，笔者开展了电功率为40 kW、寿期为10年，以氢化钇为慢化剂的热离子月面堆电源堆芯方案的研究。对该型反应堆的温度效应、燃耗效应、慢化剂氢泄...

0引言堆芯测量系统为核电站反应堆的专用仪控系统,用于提供反应堆堆芯中子通量分布、燃料组件出口以及反应堆压力容器上封头腔室内反应堆冷却剂温度和反应堆压力容器水位的测量数据，实现对堆芯状态的实时监测，并根据这些测量数据结合反应堆的其他状态参数计算反应堆的功率分布、燃料组件的线功率密度(LPD)、偏离泡核沸腾比(DNBR)、堆芯水位和最低过冷裕度等，对反应堆的安全运行具有重要的作用。为确保反应堆压力容器...

2软件验证与确认要求reactor technology软件V&V的要求起源于上世纪70年代美国导弹防御系统研发[2]，随后在航空、航天、电子等行业得到了推广，最早确定的标准有IEEE-1012-1986和IEEE-1059-1993。目前，在核能行业与软件V&V相关的国外标准或法规主要有:CSA,1999.(5)REGDOC-2.4.1:Deterministic Safety...

中小企业管理与科技Management &Technology of SME堆芯损坏机理及AP1000应对的设计优势The Damage Mechanism of the Reactor Core and the Design Advantages of AP1000toDeal with Accidents骆艺雄，孙明明（中广核陆丰核电有限公司，广东汕尾516600）LUO Yi-xio...

超临界水反应堆结构    英文回答：    A supercritical water reactor (SCWR) is a type of nuclear reactor that uses supercritical water as the coolant and working fluid. In a SCWR, water is heated t...

第44卷第1期2021年1月核技术NUCLEAR TECHNIQUESV ol.44，No.1January2021小型氦氙冷却反应堆关键参数初步研究胡文桢1邓坚2刘晓晶1李仲春2薛冰11（上海交通大学核科学与工程学院上海200240）2（中国核动力研究设计院核反应堆系统设计技术重点实验室成都610213）摘要使用氦氙混合气体作为冷却剂结合布雷顿热电转换系统的快中子增殖堆是未来空间核动力的发展趋势...

MOX燃料工业钚混丰方法作者：刘铱　周培德　张坚来源：《科技视界》2018年第09期        【摘 要】MOX燃料芯块一般用贫UO2粉末和工业PuO2粉末为原料，采用机械混合工艺混料。工业PuO2粉末一般来自乏燃料后处理设施，由于不同批次的粉末中钚同位素组成略有差异，为提高MOX燃料芯块中钚同位素的均匀性、减小实际成分与设计值的偏差，需在PuO2粉末和...

Vol. 55,No. 4Apr  2021第55卷第4期2021年4月原子能科学技术AtomicEnergyScienceandTechnology典型压水堆堆芯物理-热工耦合 稳态计算软件的开发与验证李治刚丄2，安萍* *2潘俊杰*2卢川*2芦餠丄2"，杨洪润12收稿日期2020-05-06；修回日期.020-06-26作者简介：李治刚(1989-)，男，四川成都人，工程师，硕士 ，...

2019年17期技术创新科技创新与应用Technology Innovation and Application行波堆技术工程化展望董泽楠（一重集团大连工程技术有限公司，辽宁大连116600）1行波堆原理以压水堆为代表的热中子反应堆和与包括行波堆在内快堆的主要区别在于铀的燃烧程度。天然铀含有0.7%的235U 和99.3%的238U 。热中子核反应堆只能利用其中的235U ，在中子经济性变得不可接...

Vol. 55 ,No. 2Feb. 2021第55卷第2期2021年2月原子能科学技术Atomic  Energy  Science  and  Technology 可燃毒物提高小型压水堆堆芯寿期研究徐士坤2，于涛金森12兴，刘金聚「2(1•南华大学核科学技术学院，湖南衡阳421001；2.南华大学湖南省数字化反应堆工程技术研究中心，湖南衡阳421001...

Vol. 12, No. 1Mar. 2021第12卷第1期2021年3月现代应用物理MODERN  APPLIED  PHYSICS金属冷却快堆关键分析软件的现状与展望吴宏春1，杨红义2，曹良志H ，郑友琦1，刘宙宇1， 刘一哲2，杜夏楠】，王永平】，杨 军2，张熙司2(1.西安交通大学核科学与技术学院，西安710049； 2.中国原子能科学研究院，北京102413)摘要：金...

Nuclear Science and Technology 核科学与技术, 2023, 11(2), 103-109 Published Online April 2023 in Hans. /journal/nst  /10.12677/nst.2023.112011I 、II 类工况下堆芯预计发生DNB 燃...

2019年15期创新前沿科技创新与应用Technology Innovation and ApplicationM310核电机组日常运行变负荷过程中轴向功率偏差ΔI 的控制龙晟，高云飞（福建福清核电有限公司，福建福清350318）1概述反应堆功率是指整个反应堆堆芯内燃料组件通过裂变反应所发出的功率。日常运行过程中，堆芯各区域发出的功率是不同的，即是说功率在堆芯的分布是不均匀的。堆芯的径向功率分布在...

核科学技术术语---裂变反应堆核科学技术术语---裂变反应堆（Glossary ofterms:nuclear science and technology-Fission reactor），并做了必要的修正。它涉及了裂变反应堆领域有关的术语及定义。反应堆堆型名词术语 1.1 （核）反应堆 (nuclear) reactor 能维持可控自持链式核裂变反应的装置。 注释：更广泛的意义上讲，反应堆这一...

　第４８卷第１期原子能科学技术Ｖｏｌ．４８，Ｎｏ．１　２０１４年１月ＡｔｏｍｉｃＥｎｅｒｇｙＳｃｉｅｎｃｅａｎｄＴｅｃｈｎｏｌｏｇｙＪａｎ．２０１４中国实验快堆堆芯出口温度脉动的数值分析朱桓君，许义军（中国原子能科学研究院快堆研究中心，北京　１０２４１３）摘要：采用ＣＦＤ软件ＳｔａｒＣＣＭ＋对中国实验快堆（ＣＥＦＲ）堆芯出口区域的温度脉动现象进行了数值分析。计算中建立了１／４堆芯出口区域模型，采用...

收稿日期:2020-07-06基金项目：国家重点研发计划(2018Y F E 0116100)作者简介：杨 雯(1981 )，男，江西赣州人，高级工程师，硕士，现主要从事核动力总体设计工作方面研究通讯作者：吴 攀,E -m a i l :w u p a n 2015@m a i l .x jt u .e d u .c n  第41卷 第2期核科学与工程V o l .41 N o .220...

反应堆：Nuclear Reactor反应堆，又称为原子能反应堆或反应堆，是能维持可控自持链式核裂变反应，以实现核能利用的装置。核反应堆通过合理布置核燃料，使得在无需补加中子源的条件下能在其中发生自持链式核裂变过程。反应堆这一术语应覆盖裂变堆、聚变堆、裂变聚变混合堆，但一般情况下仅指裂变堆。按照冷却方式分类可分为以下几类:气冷快堆气冷快堆（gas-cooled fast reactor,GFR）系...