李向阳:华龙一号反应堆177堆芯核设计论文

李向阳:华龙一号反应堆177堆芯核设计论文

本文主要研究内容

作者李向阳,刘启伟,李庆,陈亮,刘晓黎,王诗倩,谢运利,陈长(2019)在《华龙一号反应堆177堆芯核设计》一文中研究指出:华龙一号(HPR1000)反应堆是我国具有自主知识产权的三代核电压水堆堆型。其堆芯由177个燃料组件组成,不仅具有较高的堆芯输出功率,而且具有较低的线功率密度使其具备较高的安全裕量。HPR1000反应堆平衡循环采用18个月换料策略,核电厂可利用率超过90%。采用IN-OUT换料方式,平均批卸料燃耗大于45000MW·d/t(U)。堆芯具有很好的反应性负反馈固有特性,仸何运行状态下的慢化剂和燃料温度效应均为负值。HPR1000反应堆采用2套独立的停堆系统,紧急停堆情况下即使1束最大价值的控制棒被卡在堆外,反应堆也能被快速有效地带入到停堆状态幵保证足够的停堆裕量。HPR1000反应堆采用了机动性较好的Mode-G运行方式,基于Mode-G运行方式,HPR1000可以迚行负荷跟踪、负荷阶跃等机动运行。同时采用了在线监测系统,可以实时监测反应堆运行过程中的三维堆芯功率分布。

Abstract

hua long yi hao (HPR1000)fan ying dui shi wo guo ju you zi zhu zhi shi chan quan de san dai he dian ya shui dui dui xing 。ji dui xin you 177ge ran liao zu jian zu cheng ,bu jin ju you jiao gao de dui xin shu chu gong lv ,er ju ju you jiao di de xian gong lv mi du shi ji ju bei jiao gao de an quan yu liang 。HPR1000fan ying dui ping heng xun huan cai yong 18ge yue huan liao ce lve ,he dian an ke li yong lv chao guo 90%。cai yong IN-OUThuan liao fang shi ,ping jun pi xie liao ran hao da yu 45000MW·d/t(U)。dui xin ju you hen hao de fan ying xing fu fan kui gu you te xing ,fo he yun hang zhuang tai xia de man hua ji he ran liao wen du xiao ying jun wei fu zhi 。HPR1000fan ying dui cai yong 2tao du li de ting dui ji tong ,jin ji ting dui qing kuang xia ji shi 1shu zui da jia zhi de kong zhi bang bei ka zai dui wai ,fan ying dui ye neng bei kuai su you xiao de dai ru dao ting dui zhuang tai jian bao zheng zu gou de ting dui yu liang 。HPR1000fan ying dui cai yong le ji dong xing jiao hao de Mode-Gyun hang fang shi ,ji yu Mode-Gyun hang fang shi ,HPR1000ke yi da hang fu he gen zong 、fu he jie yue deng ji dong yun hang 。tong shi cai yong le zai xian jian ce ji tong ,ke yi shi shi jian ce fan ying dui yun hang guo cheng zhong de san wei dui xin gong lv fen bu 。

论文参考文献

  • [1].模型预测控制在压水堆堆芯功率控制中的应用[J]. 王国旭,吴婕,曾碧凡,许志斌,武万强,马晓茜.  原子能科学技术.2017(03)
  • [2].充硼堆芯的临界试验研究[J]. 牛江,黄礼渊,代启东.  科技创新导报.2017(09)
  • [3].堆芯燃料组件抗震分析简化模型研究[J]. 魏超,李铁萍,郭超,温爽.  核电子学与探测技术.2017(02)
  • [4].快堆假想堆芯解体事故程序研发[J]. 师泰,胡文军,张东辉.  原子能科学技术.2015(S1)
  • [5].环形燃料先导组件堆芯物理性能分析研究[J]. 潘翠杰,夏兆东,朱庆福.  中国原子能科学研究院年报.2016(00)
  • [6].严重事故条件下堆芯升温模拟[J]. 王佳赟,樊普.  原子能科学技术.2012(10)
  • [7].铅-铋合金冷却长循环堆芯物理设计限制区域研究[J]. 刘晓黎,咸春宇.  核动力工程.2008(04)
  • [8].简谐海洋条件下堆芯冷却剂系统自然循环能力分析[J]. 杨珏,贾宝山,俞冀阳.  核科学与工程.2002(03)
  • [9].压水堆堆芯燃料装载格式的自动优化—MSOFEL程序[J]. 陈仁济.  中国核科技报告.1988(00)
  • [10].压水堆堆芯燃料装载格式的自动优化-MSOFFL程序[J]. 陈仁济.  中国核科技报告.1988(S2)
  • 论文详细介绍

    论文作者分别是来自核动力工程的李向阳,刘启伟,李庆,陈亮,刘晓黎,王诗倩,谢运利,陈长,发表于刊物核动力工程2019年S1期论文,是一篇关于华龙一号反应堆论文,三代压水堆型论文,个月换料论文,在线监测论文,核动力工程2019年S1期论文的文章。本文可供学术参考使用,各位学者可以免费参考阅读下载,文章观点不代表本站观点,资料来自核动力工程2019年S1期论文网站,若本站收录的文献无意侵犯了您的著作版权,请联系我们删除。

    标签:;  ;  ;  ;  ;  

    李向阳:华龙一号反应堆177堆芯核设计论文
    下载Doc文档

    猜你喜欢