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高温气冷堆新燃料元件运输容器临界安全分析

李颖虹 黄 灏 周荣生 杨晓东

李颖虹, 黄 灏, 周荣生, 杨晓东. 高温气冷堆新燃料元件运输容器临界安全分析[J]. 核动力工程, 2019, 40(6): 64-71. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0064
引用本文: 李颖虹, 黄 灏, 周荣生, 杨晓东. 高温气冷堆新燃料元件运输容器临界安全分析[J]. 核动力工程, 2019, 40(6): 64-71. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0064
Li Yinghong, Huang Hao, Zhou Rongsheng, Yang Xiaodong. Criticality Safety Calculation and Analysis of Fresh Fuel Element Transport Containers for High Temperature Gas-Cooled Reactor[J]. Nuclear Power Engineering, 2019, 40(6): 64-71. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0064
Citation: Li Yinghong, Huang Hao, Zhou Rongsheng, Yang Xiaodong. Criticality Safety Calculation and Analysis of Fresh Fuel Element Transport Containers for High Temperature Gas-Cooled Reactor[J]. Nuclear Power Engineering, 2019, 40(6): 64-71. doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0064

高温气冷堆新燃料元件运输容器临界安全分析

doi: 10.13832/j.jnpe.2019.06.0064

Criticality Safety Calculation and Analysis of Fresh Fuel Element Transport Containers for High Temperature Gas-Cooled Reactor

  • 摘要: 采用基于蒙特卡罗方法的MCNP5程序对高温气冷堆所用的球形燃料元件进行描述;根据包覆燃料颗粒在燃料球内的分布性质构建了8种不同模型,并研究不同模型对有效增殖因子(keff)和计算时间的影响,获得了临界计算问题中最优的燃料球模型;运用MCNP5描述燃料球运输容器,并研究了容器中子吸收板厚度、外容器壁厚、缓冲层材料、反射层材料、容器形状、容器结构缺失和水密度等影响运输容器临界安全的因素。结果表明,所研究的高温气冷堆新燃料元件运输容器在正常运输条件下和事故运输条件下均处于临界安全状态,其临界安全指数(CSI)可定为0。

     

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  • 刊出日期:  2019-12-15

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