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一种钍基长寿命反应堆堆芯的物理设计 被引量:4
1
作者 余纲林 王侃 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2010年第S2期116-120,共5页
长寿命反应堆的设计要求主要是高燃耗深度和满功率自然循环能力,既要提高堆芯的转换比以获得最小的反应性随燃耗变动,又要充分考虑热工方面自然循环的要求,在一般基于铀钚燃料的长寿命反应堆设计中很难做到两全齐美。本文提出了一种基... 长寿命反应堆的设计要求主要是高燃耗深度和满功率自然循环能力,既要提高堆芯的转换比以获得最小的反应性随燃耗变动,又要充分考虑热工方面自然循环的要求,在一般基于铀钚燃料的长寿命反应堆设计中很难做到两全齐美。本文提出了一种基于乏燃料钚-钍燃料、铅铋合金冷却剂的长寿命堆设计方案,充分利用钍铀燃料在快中子条件下优越的核性能,完成了详细的概念设计并使用MCBurn程序分析其各项属性。 展开更多
关键词 长寿命堆芯 -燃料 铅铋冷却剂 MCNP MCBurn
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CANDU堆中铀-钍自持循环的研究 被引量:3
2
作者 王天磊 李金鸿 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2010年第2期144-149,共6页
研究了在重水反应堆CANDU中实现U-Th燃料自持循环的可行性。研究结果表明,采用外圈为高233U浓度的钍基燃料,内三圈为低233U浓度的钍基燃料方案,就可以实现在CANDU功率堆中U-Th的自持循环。
关键词 CANDU -燃料 自持循环
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小型长寿命核能系统燃料物理性能的研究 被引量:2
3
作者 余纲林 王侃 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2007年第4期5-8,38,共5页
本文在简要说明世界上小型长寿命核能系统研究现状的基础上,提出了使用钍-铀燃料和铅-铋冷却剂构造小型长寿命堆芯的设想,并为此进行了一系列燃料物理性能的研究。对于长寿命核能系统的堆芯物理设计,使反应性随燃耗变动最小非常重要,同... 本文在简要说明世界上小型长寿命核能系统研究现状的基础上,提出了使用钍-铀燃料和铅-铋冷却剂构造小型长寿命堆芯的设想,并为此进行了一系列燃料物理性能的研究。对于长寿命核能系统的堆芯物理设计,使反应性随燃耗变动最小非常重要,同时应该尽可能地提高堆芯的燃耗以满足长寿命运行的需求。本文使用MCNP和MCBurn程序详细计算分析了使用不同的初始驱动燃料、不同栅格、燃料成分和类型、富集度条件下,燃料栅元的燃耗反应性变化等性能,并对其进行了能谱、转换比、富集度变化等方面的分析,经过对比初步确定了使用钍-铀燃料构造长寿命堆芯的物理条件,并以此为起点构造出一个堆芯,计算给出了反应性空泡系数等安全参数。 展开更多
关键词 长寿命堆芯 -燃料 MCNP程序 MCBurn程序系统
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紧凑型压水堆钍-铀燃料长寿期堆芯物理特性研究 被引量:2
4
作者 郑洪涛 夏榜样 +1 位作者 肖鹏 李松岭 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2015年第3期1-5,共5页
针对棒元件正方形栅格组件,进行均匀混合钍-铀燃料中子学分析。分析表明:钍-铀燃料能够使组件反应性随燃耗变化曲线更平缓,非常有利于提高反应性控制能力。在此基础上,以紧凑型压水堆为对象,进行钍-铀燃料长寿期堆芯方案概念设计研究并... 针对棒元件正方形栅格组件,进行均匀混合钍-铀燃料中子学分析。分析表明:钍-铀燃料能够使组件反应性随燃耗变化曲线更平缓,非常有利于提高反应性控制能力。在此基础上,以紧凑型压水堆为对象,进行钍-铀燃料长寿期堆芯方案概念设计研究并进行评价。计算表明:堆芯燃耗寿期可达到1000等效满功率天(EFPD),235U利用率可达到51.3%。研究表明:紧凑型压水堆应用钍-铀燃料,是实现长寿期设计的重要技术途径之一。 展开更多
关键词 -燃料 长寿期堆芯 物理特性 反应性控制 紧凑型压水堆
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用于钍—铀燃料后处理萃取工艺中的添加剂研究
5
作者 包伯荣 钱军 +1 位作者 王高栋 夏源贤 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 1991年第4期325-330,6,共6页
研究了添加剂在Thorex流程中的去污作用。肼、EDTA等添加剂能显著提高对Ru-Rh、Zr-Nb等裂变产物的去污。为设计高去污酸式进料Thorex流程提供了依据。
关键词 -燃料 后处理 萃取 添加剂
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钍资源的核能利用问题探讨 被引量:27
6
作者 顾忠茂 《核科学与工程》 CSCD 北大核心 2007年第2期97-105,共9页
分析了钍/铀燃料循环特点,评估了国际上钍资源利用研究开发现状和发展趋势,并试图按照科学发展观提出了我国钍资源核能利用的战略思考和钍/铀燃料循环前瞻性研究开发课题。
关键词 资源 /燃料循环 可持续发展
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熔盐堆的安全性介绍 被引量:7
7
作者 左嘉旭 张春明 《核安全》 2011年第3期73-78,F0003,共7页
介绍了四代反应堆的分类与特点,简述了第四代反应堆中唯一使用液态燃料的熔盐堆工作原理。基于与其他使用固体芯块燃料反应堆的比较,主要简述了熔盐堆更高的固有安全性特点,以及熔盐堆在燃料供应、废料最小化、防止核扩散诸方面的安全... 介绍了四代反应堆的分类与特点,简述了第四代反应堆中唯一使用液态燃料的熔盐堆工作原理。基于与其他使用固体芯块燃料反应堆的比较,主要简述了熔盐堆更高的固有安全性特点,以及熔盐堆在燃料供应、废料最小化、防止核扩散诸方面的安全性优点以及熔盐堆发展面临的问题和挑战。说明了由于熔盐堆较高的工作温度使用布雷顿循环,提高热效率的优点。基于熔盐堆的燃料循环,简要叙述了钍基熔盐堆在钍-铀燃料循环应用中的优点及面临的问题。 展开更多
关键词 第四代反应堆 熔盐堆 安全性 -燃料循环
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压水堆内钍-铀增殖循环研究——乏燃料特性分析 被引量:6
8
作者 毕光文 司胜义 张海俊 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第8期961-967,共7页
利用ORIGEN-S程序对压水堆钍基乏燃料的特性进行分析,揭示了钍基乏燃料在放射性毒性、衰变热、γ射线等方面的特性,相关结果可为钍基乏燃料的贮存、后处理和地质处置提供必要的参考。研究的乏燃料是压水堆内钍-铀增殖循环堆芯设计方案中... 利用ORIGEN-S程序对压水堆钍基乏燃料的特性进行分析,揭示了钍基乏燃料在放射性毒性、衰变热、γ射线等方面的特性,相关结果可为钍基乏燃料的贮存、后处理和地质处置提供必要的参考。研究的乏燃料是压水堆内钍-铀增殖循环堆芯设计方案中的4种,包括UOX(铀氧化物)、MOX(钚铀混合氧化物)、PuThOX(钚钍混合氧化物)和U3ThOX(工业级233 U-钍混合氧化物)。研究结果表明:1)由于超铀核素的含量极低,在卸料后1 000年内,U3ThOX的放射性毒性显著低于超铀核素含量高的乏燃料;2)由于232 U衰变链中208 Tl的贡献,钍基乏燃料中2.6MeV能量附近的γ射线强度明显高于铀基乏燃料,而这一能量附近的γ射线强度在卸料后约10年达到局部峰值,所以,钍基乏燃料的后处理最好避开此时间。 展开更多
关键词 -燃料循环 燃料 放射性毒性 衰变热 Γ射线
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压水堆内钍-铀增殖循环研究——堆芯设计 被引量:3
9
作者 毕光文 司胜义 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第7期791-798,共8页
在全UOX(铀氧化物)堆芯平衡循环的基础上,研究了UOX/PuThOX(钚钍混合氧化物)混合堆芯和UOX/U3ThOX(工业级233 U-钍混合氧化物)混合堆芯的燃料管理方案设计,实现了钍-铀增殖循环。U3ThOX燃料组件在堆内停留6个燃料循环,平均循环长度较参... 在全UOX(铀氧化物)堆芯平衡循环的基础上,研究了UOX/PuThOX(钚钍混合氧化物)混合堆芯和UOX/U3ThOX(工业级233 U-钍混合氧化物)混合堆芯的燃料管理方案设计,实现了钍-铀增殖循环。U3ThOX燃料组件在堆内停留6个燃料循环,平均循环长度较参考的全UOX堆芯增加5EFPD;U3ThOX燃料组件卸料后冷却1年时易裂变核素存量较装料时增加了7%。为比较分析,设计了UOX/MOX(钚铀混合氧化物)混合堆芯的燃料管理方案。核特性分析结果表明:1)装载PuThOX燃料对堆芯核特性产生的影响与装载MOX燃料类似,硼微分价值和控制棒价值减小、临界硼浓度变大、慢化剂温度系数更负、停堆裕量减小、多普勒亏损更大;2)UOX/U3ThOX混合堆芯和参考的全UOX堆芯具备相似的核特性。 展开更多
关键词 -燃料循环 增殖循环 压水堆 堆芯设计
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钍基熔盐堆燃料循环与启动策略研究 被引量:1
10
作者 陈其昌 司胜义 +1 位作者 卑华 赵金坤 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第8期1393-1399,共7页
研究了熔盐燃料在堆内外循环以及考虑特殊核素的添加、提取等在线处理过程的熔盐堆燃耗计算模型,在多功能组件计算程序SONG的基础上开发了相应的燃料循环计算功能并进行了初步验证。在此基础上,分别针对氧化铍慢化的热谱熔盐堆和无慢化... 研究了熔盐燃料在堆内外循环以及考虑特殊核素的添加、提取等在线处理过程的熔盐堆燃耗计算模型,在多功能组件计算程序SONG的基础上开发了相应的燃料循环计算功能并进行了初步验证。在此基础上,分别针对氧化铍慢化的热谱熔盐堆和无慢化的快谱熔盐堆进行计算,并根据堆芯反应性长期稳定的基本要求,分析了利用233 U和工业Pu启动熔盐堆时配套的在线处理方案以及相应的易裂变核添加要求。通过对核素添加、提取以及燃料内核密度的平衡计算,分析了不同的在线处理方案与启动策略对钍-铀燃料循环效率的影响,并据此提出了初步的熔盐堆燃料循环技术路线。结果表明:压水堆乏燃料提取的工业Pu较233 U更适宜用于钍铀燃料循环启动,因工业Pu启动的快谱熔盐堆的233 U产率明显高于233 U启动熔盐堆,而当有了足够的233 U积累后,233 U启动的热谱熔盐堆是更好的选择,因其燃料倍增时间更短且燃料初装量也小得多。 展开更多
关键词 -燃料循环 启动策略 熔盐堆
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CANDU-6型重水堆钍-铀燃料循环的技术经济性分析 被引量:1
11
作者 班钊 《科技视界》 2021年第12期139-141,共3页
文章在已有的大量关于CANDU型重水堆应用钍基燃料循环体系的研究基础上,提炼出几种技术上较为可行的方案,并利用改进的九因子公式对各方案进行简单的经济性计算及敏感性分析。通过比较各种技术方案的平准化发电成本,提出对秦山三厂两座... 文章在已有的大量关于CANDU型重水堆应用钍基燃料循环体系的研究基础上,提炼出几种技术上较为可行的方案,并利用改进的九因子公式对各方案进行简单的经济性计算及敏感性分析。通过比较各种技术方案的平准化发电成本,提出对秦山三厂两座重水堆发电站引入钍基燃料循环体系,在有效控制发电成本的基础上解决天然铀资源短缺问题的方案和建议。 展开更多
关键词 Candu-6 -燃料循环 技术方案 经济性分析 平准化成本 九因子公式
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CANDU堆内钍-铀增殖循环初步研究
12
作者 施建锋 毕光文 杨波 《核电工程与技术》 2012年第2期1-4,27,共5页
本文首先从中子动力学理论出发,给出了在CANDU堆内实现钍一铀增殖循环的基本条件。随后,分析了不同的初始^233U含量和不同的功率水平下,反应性和易裂变核素含量随燃耗的变化过程。初始瑚U的获取则使用了直接自身再循环的方法。基于... 本文首先从中子动力学理论出发,给出了在CANDU堆内实现钍一铀增殖循环的基本条件。随后,分析了不同的初始^233U含量和不同的功率水平下,反应性和易裂变核素含量随燃耗的变化过程。初始瑚U的获取则使用了直接自身再循环的方法。基于以上分析和结果。本文最后给出了CANDU堆内实现钍一铀增殖循环的技术路线。该技术路线是后续重水堆钍一铀循环研究工作的重要基础。 展开更多
关键词 -燃料循环 增殖循环 CANDU
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钍基氯盐快堆燃耗性能分析 被引量:9
13
作者 彭一鹏 余呈刚 +4 位作者 崔德阳 夏少鹏 朱帆 蔡翔舟 陈金根 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2018年第7期67-74,共8页
与氟盐堆相比,氯盐快堆具有超铀核素(Transuranics,TRU)溶解度更高、中子能谱更硬、熔点更低等方面的优势。基于熔盐嬗变堆(Molten Salt Actinide Recycler and Transmuter,MOSART)的堆芯结构,采用熔盐堆在线添料和后处理程序MSR-RS(Mol... 与氟盐堆相比,氯盐快堆具有超铀核素(Transuranics,TRU)溶解度更高、中子能谱更硬、熔点更低等方面的优势。基于熔盐嬗变堆(Molten Salt Actinide Recycler and Transmuter,MOSART)的堆芯结构,采用熔盐堆在线添料和后处理程序MSR-RS(Molten Salt Reactor Reprocessing Sequence)进行分析,针对氯盐快堆的熔盐组成、后处理方式等方面进行了优化,以利于提升其增殖及嬗变性能。首先分析了不同载体盐和启动燃料对燃耗性能的影响,提出了熔盐成分优化方案;然后引入离线批处理和在线连续处理两种后方式来提升燃耗性能。结果表明:在氯盐快堆中,高重金属溶解度的Na Cl更适合作为载体盐;TRU中的次锕系核素(Minor Actinides,MA)有助于提升增殖性能;采用离线批处理能够达到较好的燃耗性能,降低对后处理系统的要求。优化后的堆芯燃耗时间延长到31 a,相应的燃耗深度提高至210 GW·d·t^(-1)左右,233U的积累量达到8 300 kg,并且最终消耗了约12 000 kg的TRU,嬗变率为62.1%。 展开更多
关键词 氯盐快堆 燃料循环 燃耗
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钍铀燃料循环专用核数据库CENDL-TMSR-V1的基准检验 被引量:7
14
作者 王小鹤 胡继峰 +2 位作者 陈金根 蔡翔舟 韩建龙 《原子能科学技术》 EI CAS CSCD 北大核心 2019年第8期1466-1474,共9页
中国科学院上海应用物理研究所委托中国核数据中心研制了钍铀燃料循环专用核数据库CENDL-TMSR-V1,用于钍基熔盐实验堆的临界计算及屏蔽设计。为验证该数据库的可靠性,根据钍基熔盐实验堆的特点,从国际核临界安全手册中挑选了一系列基准... 中国科学院上海应用物理研究所委托中国核数据中心研制了钍铀燃料循环专用核数据库CENDL-TMSR-V1,用于钍基熔盐实验堆的临界计算及屏蔽设计。为验证该数据库的可靠性,根据钍基熔盐实验堆的特点,从国际核临界安全手册中挑选了一系列基准实验装置进行基准检验。检验结果表明,绝大部分基准装置的k eff计算结果与实验数据的相对误差在0.5%以内,证明CENDL-TMSR-V1具有较好的可靠性和适用性,可用于钍基熔盐实验堆的物理设计。 展开更多
关键词 基熔盐实验堆 燃料循环 CENDL-TMSR-V1核数据库 基准检验
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基于热堆的钍铀转换过程中^(232)U生成的模拟计算 被引量:5
15
作者 熊文纲 李文新 王敏 《核技术》 CAS CSCD 北大核心 2012年第5期395-400,共6页
在钍铀燃料循环过程中生成的232U的衰变子体具有强放射性,对燃料循环具有重要影响。本工作采用ORIGEN2、SCALE5程序,以及基于Bateman方法编写的程序,分析了在不同条件下,热堆中钍反应生成232U的规律。一般情况下,232U主要由232Th的(n,2n... 在钍铀燃料循环过程中生成的232U的衰变子体具有强放射性,对燃料循环具有重要影响。本工作采用ORIGEN2、SCALE5程序,以及基于Bateman方法编写的程序,分析了在不同条件下,热堆中钍反应生成232U的规律。一般情况下,232U主要由232Th的(n,2n)反应链生成,而在中子能谱更软情况下,230Th对232U生成贡献增大;CANDU型重水堆和压水堆的含钍燃料组件的燃耗计算结果表明,铀中232U含量随燃耗深度增加而变大,同时初始230Th/Thtotal大小直接线性影响卸料燃耗时232U/Utotal或232U/233U。 展开更多
关键词 燃料循环 232U 230Th 中子能谱 熔盐堆
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聚变裂变混合堆处理高放超铀废物的研究 被引量:4
16
作者 沈姚崧 李凯波 +1 位作者 师学明 邓力 《计算物理》 CSCD 北大核心 2017年第2期142-148,共7页
提出一个燃烧高放超铀废物的思路,即在外部聚变中子源驱动下,把燃烧超铀锕系元素和钍铀燃料循环相结合.并且设计相应的一维模型,使用开发的燃耗计算程序ONESN_BURN和新制作的数据库对模型进行计算和分析.通过计算,得到锕系元素的放射性... 提出一个燃烧高放超铀废物的思路,即在外部聚变中子源驱动下,把燃烧超铀锕系元素和钍铀燃料循环相结合.并且设计相应的一维模型,使用开发的燃耗计算程序ONESN_BURN和新制作的数据库对模型进行计算和分析.通过计算,得到锕系元素的放射性,生物潜在危害因子,高放超铀锕系废物的密度和非常深的燃耗深度等.比较聚变裂变混合堆与传统的热堆,发现中子能谱越硬,对燃烧超铀锕系元素越有效. 展开更多
关键词 高放超废物 燃烧锕系 聚变裂变混合堆 燃料
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双区氯盐快堆的增殖及嬗变性能分析 被引量:5
17
作者 彭一鹏 奚坤 +1 位作者 潘登 朱帆 《核安全》 2019年第2期36-42,82,共8页
基于熔盐嬗变堆(Molten Salt Actinide Recycler and Transmuter,简称MOSART)堆芯结构对氯盐快堆(Molten Chloride Salt Fast Reactor,简称MCFR)进行了优化,分析了熔盐成分和后处理方式的影响,使其燃耗性能得到明显的提升,但是相比熔盐... 基于熔盐嬗变堆(Molten Salt Actinide Recycler and Transmuter,简称MOSART)堆芯结构对氯盐快堆(Molten Chloride Salt Fast Reactor,简称MCFR)进行了优化,分析了熔盐成分和后处理方式的影响,使其燃耗性能得到明显的提升,但是相比熔盐快堆(Molten Salt Fast Reactor,简称MSFR)的增殖及嬗变性能仍有一定差距。基于在线连续添料与后处理方式,采用SCALE6.1程序和熔盐堆在线添料和后处理程序(Molten Salt Reactor Reprocessing Sequence,简称MSR-RS)分析了堆芯结构、^(37)Cl富集度对增殖比(Breeding Ratio,简称BR)、核素吸收率、燃耗等方面的影响,提出了双区氯盐快堆的设计,进一步提升了增殖嬗变性能和钍基燃料的利用率,倍增时间缩短到20年左右,超铀核素(Transuranics,简称TRU)嬗变率达到68%左右。 展开更多
关键词 氯盐快堆 燃料循环 增殖 嬗变
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钍铀循环专用核数据库CENDL-TMSR 被引量:2
18
作者 刘萍 陈国长 +4 位作者 吴小飞 舒能川 黄小龙 张环宇 葛智刚 《中国科学:物理学、力学、天文学》 CSCD 北大核心 2020年第5期73-87,共15页
钍基熔盐堆核能系统(TMSR)为第四代先进核能系统,需要更先进、更可靠的物理设计,而核数据的可靠性对于核设计精度有着至关重要的影响.受中国科学院上海应用物理研究所委托,中国核数据中心研制了钍铀循环专用核数据库CENDL-TMSR,包括微... 钍基熔盐堆核能系统(TMSR)为第四代先进核能系统,需要更先进、更可靠的物理设计,而核数据的可靠性对于核设计精度有着至关重要的影响.受中国科学院上海应用物理研究所委托,中国核数据中心研制了钍铀循环专用核数据库CENDL-TMSR,包括微观评价核数据库和宏观参数库,以用于钍基熔盐实验堆的临界计算以及屏蔽设计.为验证钍铀循环专用核数据库的可靠性与适用性,对该库进行了临界基准检验与屏蔽基准检验.临界检验结果表明,绝大部分基准装置的keff计算值与实验值的相对误差都在0.5%之内,表明该数据库是可靠的,可用于钍基熔盐实验堆的物理设计.屏蔽计算结果与实验数据基本吻合,整体性能优于其他评价核数据库. 展开更多
关键词 基熔盐堆 核数据库 燃料循环
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印度钍铀燃料循环发展现状 被引量:1
19
作者 仇若萌 高寒雨 +1 位作者 蔡莉 张馨玉 《国外核新闻》 2020年第7期26-29,共4页
钍是除铀以外另一个重要的核能资源,是核工业发展的战略“储备粮”。早在20世纪50年代,包括印度在内的一些国家就开始了对钍铀燃料循环的研究。但20世纪80年代以后,由于新铀矿的不断发现和铀的供大于求,铀价下降,致使大多数国家中止了... 钍是除铀以外另一个重要的核能资源,是核工业发展的战略“储备粮”。早在20世纪50年代,包括印度在内的一些国家就开始了对钍铀燃料循环的研究。但20世纪80年代以后,由于新铀矿的不断发现和铀的供大于求,铀价下降,致使大多数国家中止了钍燃料利用的研究开发。印度长期以来一直受到以核供应国集团(NSG)为代表的国际核出口管制体系的制裁,核材料进出口受限,促使印度核工业的长期发展战略必须以本国资源为基础。印度铀资源极其有限,而钍资源非常丰富,因此一直坚持钍铀燃料循环的研究开发。虽然国际社会近期解除了制裁,但印度还是坚持钍铀燃料循环路线,相关技术已处于世界领先地位,虽尚未实现商业化,但已积累丰富经验。 展开更多
关键词 长期发展战略 燃料循环 资源 核材料 储备粮 核工业发展 核供应国集团 燃料
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使用离散钍铀燃料组件的CANDU6堆物理特性初步研究 被引量:2
20
作者 邓年彪 于涛 +6 位作者 谢金森 赵文博 谢芹 陈珍平 赵鹏程 刘紫静 曾文杰 《核动力工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第5期29-33,共5页
为研究钍铀燃料在CANDU6堆中的应用,采用DRAGON/DONJON程序,对使用离散型钍铀燃料37棒束组件的CANDU6堆进行时均堆芯分析。结果表明,组件采用235U富集度为2.5%的铀棒以及第1、2、3圈布置钍棒的37棒束组件,堆芯在8棒束换料、3个燃耗分区... 为研究钍铀燃料在CANDU6堆中的应用,采用DRAGON/DONJON程序,对使用离散型钍铀燃料37棒束组件的CANDU6堆进行时均堆芯分析。结果表明,组件采用235U富集度为2.5%的铀棒以及第1、2、3圈布置钍棒的37棒束组件,堆芯在8棒束换料、3个燃耗分区的方案下,组件的冷却剂空泡反应性较使用天然铀的37棒束组件(NU-37组件)与采用混合钍铀元件棒的37棒束组件更负;堆芯最大时均通道/棒束功率满足小于6700 kW/860 kW的限值;燃料转化能力比采用NU-37组件时更高;卸料燃耗可到达13400MW·d/t(U)。研究表明,所设计的离散型钍铀燃料37棒束组件可用于现有CANDU6堆芯,且无需对堆芯结构及控制机构作重大改造;燃料组件和堆芯设计方案可为钍铀燃料在CANDU6堆芯的应用提供参考。 展开更多
关键词 燃料 CANDU6 组件方案 堆芯方案 时均模型
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