石琦
- 作品数：7 被引量：6H指数：2
- 供职机构：清华大学核能与新能源技术研究院更多>>
- 相关领域：核科学技术更多>>
- 高温气冷堆燃料循环
- 石琦
- 关键词：高温气冷堆燃料循环
- 池式反应堆剩余发热长期冷却分析被引量：4
- 2002年
- 对一座池式反应堆剩余发热长期冷却进行了分析。剩余裂变功率通过求解中子动力学方程得出 ,剩余衰变功率采用我国最新的核工业标准EJ/T 745 92计算。传热计算采用一维传热模型。编制了计算程序 ,选取了合适的参数进行了计算并给出了与RETRAN 0 2程序计算结果的比较。最后还分析了剩余发热的冷却情况与池内水量、混凝土导热系数。
- 王岩石琦陈晓明李金才周志伟
- 关键词：中子动力学停堆堆芯
- 长寿期供热堆物理研究
- 随着用户需求的不断提高，我国的核供热堆技术面临着进一步发展的需求;与此同时，具有固有安全性的长寿期小型反应堆得到了蓬勃发展，已成为未来反应堆技术发展的一个重要方向。论文进行长寿期供热堆研究的目的，就是基于已有的核供热堆技...
- 石琦
- 关键词：供热堆物理设计
- 长寿期供热堆外围组件方案研究
- 2004年
- 长寿期供热堆LNHR(long cyclenuclearheatingreactor)是在200MW核供热堆NHR 200基础上发展起来的,是以长寿期、高燃耗、低废物量、低温低压为特征的核反应堆。LNHR的最大特点是循环寿期长达13.9a,整炉换料。本工作研究不同外围组件方案对LNHR堆芯平均燃耗的影响,提出了外围稀疏组件的设计方案,达到了最佳的燃料经济性。
- 石琦张作义胡永明
- 关键词：物理设计
- 长寿期核供热堆堆芯物理设计被引量：2
- 2004年
- 长寿期核供热堆 L NHR(long- cycle nuclear heatingreactor)是可用于多种用途的水冷堆 ,可提供不间断的能源。L NHR设计采用富集度 8%的燃料 ,循环寿期达到 2 2 a。堆内去除了调节和补偿用控制棒 ,增加了堆芯内装料空间 ,减小了水铀比 ,使慢化剂温度系数变得更负。组件中加入可燃毒物钆使循环中反应性变化平缓 ,不需要控制棒介入 ,反应性补偿通过调节可溶硼浓度完成。计算表明 L NHR中铀的平均燃耗达到 6 0 MWd/ kg(2 2 a循环寿期中的最大值为74 MWd/ kg) 。
- 石琦胡永明张作义
- 关键词：反应堆物理设计长寿命
- 长寿期供热堆外围组件方案研究
- 长寿期供热堆LNHR(long-cycle nuclear heating reactor)是在200MW核供热堆NHR-200基础上发展起来的,是以长寿期、高燃耗、低废物量、低温低压为特征的核反应堆。LNHR的最大特点...
- 石琦张作义胡永明
- 关键词：物理设计
- 文献传递
- 改进型低温核供热堆方案研究
- NHR-200是清华大学核能技术设计研究院开发的小型供热堆.由于盒式结构以及控制棒的存在,堆内水-铀比无法有效降低.考虑到供热堆负荷变化比较缓慢,且堆芯温度不需太高的特点,设想将堆芯改为压水堆结构.采用压水堆式组件,组件...
- 石琦胡永明
- 关键词：供热堆堆芯物理设计
- 文献传递
