钍基先进坎杜堆非能动慢化剂系统概念设计

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钍基先进坎杜堆非能动慢化剂系统概念设计

廉海波, 张鑫, 贾宝山

文章导航 > 核动力工程 > 2007 > 28(6): 1-3,8

廉海波, 张鑫, 贾宝山. 钍基先进坎杜堆非能动慢化剂系统概念设计[J]. 核动力工程, 2007, 28(6): 1-3,8.

引用本文:

廉海波, 张鑫, 贾宝山. 钍基先进坎杜堆非能动慢化剂系统概念设计[J]. 核动力工程, 2007, 28(6): 1-3,8.

LIAN Hai-bo, ZHANG Xin, JIA Bao-shan. Conceptual Design of Passive Moderator System for Thorium-Based Advanced CANDU Reactor[J]. Nuclear Power Engineering, 2007, 28(6): 1-3,8.

Citation:

LIAN Hai-bo, ZHANG Xin, JIA Bao-shan. Conceptual Design of Passive Moderator System for Thorium-Based Advanced CANDU Reactor[J]. Nuclear Power Engineering, 2007, 28(6): 1-3,8.

廉海波, 张鑫, 贾宝山. 钍基先进坎杜堆非能动慢化剂系统概念设计[J]. 核动力工程, 2007, 28(6): 1-3,8.

引用本文:

廉海波, 张鑫, 贾宝山. 钍基先进坎杜堆非能动慢化剂系统概念设计[J]. 核动力工程, 2007, 28(6): 1-3,8.

LIAN Hai-bo, ZHANG Xin, JIA Bao-shan. Conceptual Design of Passive Moderator System for Thorium-Based Advanced CANDU Reactor[J]. Nuclear Power Engineering, 2007, 28(6): 1-3,8.

Citation:

LIAN Hai-bo, ZHANG Xin, JIA Bao-shan. Conceptual Design of Passive Moderator System for Thorium-Based Advanced CANDU Reactor[J]. Nuclear Power Engineering, 2007, 28(6): 1-3,8.

钍基先进坎杜堆非能动慢化剂系统概念设计

1. 海军潜艇学院, 山东青岛, 266071;
2. 清华大学工程物理系, 北京, 100084

作者简介:
廉海波(1974-),男,讲师。2005年毕业于清华大学工程物理系。

张鑫(1972-),男,讲师。1995年毕业于海军工程大学。

贾宝山(1944-),男,教授。1970年毕业于清华大学工程物理系,一直从事核能科学与工程领域的教学与科研工作。

中图分类号: TL353
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出版历程
- 收稿日期: 2006-12-26
- 修回日期: 2007-03-30
- 网络出版日期: 2025-07-23

Conceptual Design of Passive Moderator System for Thorium-Based Advanced CANDU Reactor

1. Navy Submarine Academy, Qingdao, Shandong, 266071, China;
2. Department of Engineering Physics, Tsinghua University, Beijing, 100084, China

摘要: 以钍基先进重水堆(简称TACR)慢化剂系统作为研究对象,提出了一种满足非能动安全要求的概念设计。在此设计中,首次将慢化剂冷却系统和余热排出系统合二为一,并用热工水力分析程序CATHENA Mod3.5c/Rev1分析了反应堆在正常工作时的稳态运行情况,为验证设计的可行性奠定了基础。
- 钍基先进重水堆 /
- 非能动慢化剂系统 /
- CATHENA程序
Abstract: A conceptual design which can meet the passive safety requirement is established in the study of the passive moderator system Thorium based Advanced CANDU Reactor （TACR）. In this design, the moderator cooling system （MCS） and the passive moderator residual heat removal system （PMRHR） are combined together for the first time. The steady operation during normal work of the reactor is analyzed by CATHENA Mod3.5c/Rev1, which provides a base for the verification of the design reliability.
- Thorium based Advanced CANDU Reactor（TACR） /
- Passive moderator system /
- CATHENA code

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