压水堆堆芯损伤评价系统研究与开发.docx
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压水堆堆芯损伤评价系统研究与开发压水堆堆芯损伤评价系统研究与开发摘要:压水堆(PWR)是目前最为广泛应用于商业核电站的反应堆类型之一。随着核电站的运行时间的增长,堆芯损伤逐渐成为核电安全和经济性的重要问题。本文以压水堆堆芯损伤评价系统的研究与开发为基础,探讨了该系统的重要性、目标、关键技术和发展前景。1.引言核电作为清洁能源的重要组成部分,具有无排放、高效能等优点。然而,随着核电站的老化,堆芯损伤对核电站的安全性和经济性产生了重要影响。因此,开发一套能够准确评估堆芯损伤的系统对核电厂运营至关重要。2.压水
压水堆堆芯自动建模方法.pdf
本发明公开了一种压水堆堆芯自动建模方法,参照核电厂购买燃料组件时使用的类型。定义组件“型号”,建立或补充完善组件型号库;将按需“制造”的组件摆放或配插到堆芯中之后,只需要提出堆芯运行要求,即可由建模程序自动搜索并生成内核计算软件所需的输入文件、自动并发调用内核计算程序、自动完成计算结果的收集整理,实现了前台建模输入与后台计算方法实现完全脱耦,并与工程实际保持高度一致,也实现了全自动高可靠性处理和全范围高精细建模。本发明能简化建模计算流程,满足现有压水堆两步法计算程序建模计算的需求。解决了压水堆堆芯建模过程
低慢化压水堆堆芯物理特性研究.doc
低慢化压水堆堆芯物理特性研究低慢化压水堆基于当前成熟的压水堆技术,同时又具有高转换比和使用轻水堆的乏燃料等优点,由此低慢化压水堆可以作为快堆和热堆一个过渡方案,对于核电的发展,具有重要意义。但由于低慢化压水堆堆芯设计与当前压水堆堆芯设计会有不同,这样就造成一些有关安全的堆芯物理特性参数的改变,同时堆芯对应的热工安全参数也会随之变化。需要对这些参数进行研究。本文使用HELIOS程序对设计的低慢化压水堆进行计算分析。首先通过改变组件栅格结构和燃料富集度,定性分析其各自对转换比和燃耗的影响,同时分析利用HELI
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压水堆堆芯临界热流密度的预测方法综述.docx
压水堆堆芯临界热流密度的预测方法综述压水堆(PressurizedWaterReactor,PWR)是目前世界上最常见的核能发电堆型之一。研究和预测压水堆堆芯临界热流密度对于确保核能发电堆的安全和高效运行至关重要。本文将综述压水堆堆芯临界热流密度的预测方法,包括经验公式法、理论模型法和计算机模拟法等。一、经验公式法经验公式法是根据历史试验数据和运行经验总结出的预测方法。这些经验公式基于观测到的数据,并使用一些经验参数进行调整。其中最常用的经验公式是Westinghouse公式和托马斯公式。Westingh