[go: up one dir, main page]
More Web Proxy on the site http://driver.im/

CN114446497B - 基于方形燃料组件的超高通量反应堆堆芯 - Google Patents

基于方形燃料组件的超高通量反应堆堆芯 Download PDF

Info

Publication number
CN114446497B
CN114446497B CN202210148061.7A CN202210148061A CN114446497B CN 114446497 B CN114446497 B CN 114446497B CN 202210148061 A CN202210148061 A CN 202210148061A CN 114446497 B CN114446497 B CN 114446497B
Authority
CN
China
Prior art keywords
fuel
assemblies
reactor core
fuel assemblies
row
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
CN202210148061.7A
Other languages
English (en)
Other versions
CN114446497A (zh
Inventor
蔡云
王连杰
汪量子
夏榜样
余红星
娄磊
张斌
张策
肖鹏
谢运利
刘勇
王星博
唐霄
吉文浩
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Nuclear Power Institute of China
Original Assignee
Nuclear Power Institute of China
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Nuclear Power Institute of China filed Critical Nuclear Power Institute of China
Priority to CN202210148061.7A priority Critical patent/CN114446497B/zh
Publication of CN114446497A publication Critical patent/CN114446497A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN114446497B publication Critical patent/CN114446497B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/02Details
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/04Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from fissile or breeder material
    • G21C15/06Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from fissile or breeder material in fuel elements
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/02Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • G21C15/10Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices from reflector or thermal shield
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/322Means to influence the coolant flow through or around the bundles
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明公开了基于方形燃料组件的超高通量反应堆堆芯,涉及核反应堆技术领域,其技术方案要点是:包括反射层以及设于反射层内的堆芯活性区,其特征是,所述堆芯活性区设有中心孔道区、多个燃料组件以及多个控制棒组件,中心孔道区由冷却剂填充形成中心孔道组件;所述燃料组件、控制棒组件和中心孔道组件的截面均为正方形;多个所述燃料组件紧凑布置,多个控制棒组件布置在活性区外围,且中心孔道组件位于堆芯活性区的中心。本发明的堆芯在热功率不超过200MW,换料周期不低于100个满功率天,堆芯平均功率密度不超过1200MW/m3的情况下,堆芯最大中子通量超过1×1016n/cm2/s,具备很高的先进性和竞争力。

Description

基于方形燃料组件的超高通量反应堆堆芯
技术领域
本发明涉及核反应堆技术领域,更具体地说,它涉及基于方形燃料组件的超高通量反应堆堆芯。
背景技术
核动力工程的发展离不开核反应堆,而核反应堆的发展离不开试验堆。试验堆对各种反应堆堆型的开发有非常重要的作用。高中子通量工程试验堆是国家科技实力的重要标志之一,是国家独立自主开发核能所必不可少的基础设施和重要工具。建设超高通量试验堆可以解决当前我国试验研究核设施中子通量水平偏低、辐照测试能力不足问题,可以解决当前我国先进核能及核技术核心结构材料严重依赖国外进口问题。而这些都依赖试验堆中子通量水平,且中子通量越高,其辐照和同位素生产等越好。
目前,国际已建成的先进试验堆中子通量在1.0×1015n/cm2/s量级,通量超过2.0×1015n/cm2/s的试验堆很少。典型的先进试验堆有中国先进研究堆(CARR堆)和法国的JHR堆。CARR堆采用U3Si2-Al弥散型平板燃料,方盒燃料组件构成方形栅格,U-235富集度为20%,芯体铀密度为4.0gU/cm3。堆芯容器与燃料组件间用Be填充,堆芯容器外为重水反射层环形水箱。JHR堆采用U3Si2-Al圆柱形燃料和雏菊型栅格排列方式,U-235富集度为27%,芯体铀密度为4.8gU/cm3。堆芯外围选用Be作为反射层。
新一代先进试验堆设计逐渐采用第四代堆型,比如俄罗斯预计建设的高通量堆MBIR属于钠冷快堆概念,热功率为150MW,其最大快中子通量水平为5.3×1015n/cm2/s。目前阿贡国家实验室正致力于开发一种名为多功能试验堆(VTR)的辐照试验堆的概念设计。VTR属于钠冷快堆概念,反应堆热功率为300MW,其最大快中子通量水平为4.0×1015n/cm2/s;现有新型试验堆的反射层设计通常采用贫铀或者不锈钢材料,整体的中子通量水平有限。因此,研究设计一种能够克服上述缺陷的基于方形燃料组件的超高通量反应堆堆芯具有重大意义。
发明内容
为解决现有技术中的不足,本发明的目的是提供基于方形燃料组件的超高通量反应堆堆芯,在热功率不超过200MW,换料周期不低于100个满功率天,平均组件功率密度不超过1200MW/m3的条件下,堆芯内最大中子通量超过1×1016n/cm2/s,极大提高材料辐照考验的发展,解决国内重要且稀缺的同位素生产问题。
本发明的上述技术目的是通过以下技术方案得以实现的:基于方形燃料组件的超高通量反应堆堆芯,包括反射层以及设于反射层内的堆芯活性区,所述堆芯活性区设有中心孔道区、多个燃料组件以及多个控制棒组件,中心孔道区由冷却剂填充形成中心孔道组件;
所述燃料组件、控制棒组件和中心孔道组件的截面均为正方形;
多个所述燃料组件紧凑布置,多个控制棒组件布置在堆芯活性区外围,且中心孔道组件位于堆芯活性区的中心。
进一步的,所述堆芯活性区设有五十二个燃料组件、八个控制棒组件和一个中心孔道组件;
所述堆芯活性区中的燃料组件、控制棒组件和中心孔道组件沿行、列方向的布置相同,具体布置为:第一行有三个燃料组件,第二行有四个燃料组件和三个控制棒组件,第三行有七个燃料组件,第四行有九个燃料组件,第五行有六个燃料组件、两个控制棒组件和一个中心孔道组件,第六行有九个燃料组件,第七行有七个燃料组件,第八行有四个燃料组件和三个控制棒组件,第九行有三个燃料组件;
八个控制棒组件位于第二行、第五行、第八行分别与第二列、第五列、第八列的八个外围交叉位置。
进一步的,所述燃料组件包括燃料板和结构板;
多个所述燃料板等间距堆叠设置,相邻燃料板之间形成供冷却剂流动的冷却流道;
所述结构板分布在燃料板的两侧,用于对称固定多个燃料板;
所述燃料板由燃料芯体和燃料包壳组成,燃料芯体位于燃料包壳内。
进一步的,所述冷却流道沿相邻燃料板间的宽度为2.5mm-3.5mm。
进一步的,所述燃料组件为U-Zr、U-Mo、U-Pu-Zr中任意一种金属燃料制备而成。
进一步的,所述燃料芯体的厚度为0.5-1.5mm,燃料包壳的厚度为0.2mm-0.5mm。
进一步的,所述控制棒组件包括由内而外依次设置的气隙、吸收体、气隙、导向管和冷却流道;
所述吸收体呈环形状,由碳化硼材料制备而成;
所述导向管由不锈钢材料制备而成;
所述冷却流道由冷却剂填充。
进一步的,所述反射层径向上的外形呈圆形,且反射层外径不小于2500mm。
进一步的,所述堆芯活性区的高度为400mm-600mm,堆芯活性区两端的反射层厚度为500mm-1000mm。
进一步的,该超高通量反应堆堆芯在热功率不超过200MW,换料周期不低于100个满功率天,平均组件功率密度不超过1200MW/m3的条件下,堆芯内最大中子通量超过1×1016n/cm2/s。
与现有技术相比,本发明具有以下有益效果:
1、本发明提供的基于方形燃料组件的超高通量反应堆堆芯,堆芯在热功率不超过200MW,换料周期不低于100个满功率天,堆芯平均功率密度不超过1200MW/m3的情况下,堆芯最大中子通量在1×1016n/cm2/s,堆芯最大中子通量均远高于目前在建或规划的反应堆,具备很高的先进性和竞争力;
2、本发明中燃料板与燃料板之间设置的冷却流道较宽,冷却剂能有效地带走堆芯的热量;
3、本发明对反射层区域尺寸进行设计,有利于开展各种研究,如布置各种用途的孔道和回路,同时由于反射层材料同冷却剂,因此反射层中大量的冷却剂也有利于保证堆芯安全。
附图说明
此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解,构成本申请的一部分,并不构成对本发明实施例的限定。在附图中:
图1是本发明实施例中堆芯装载的分布示意图;
图2是本发明实施例中堆芯轴向示意图。
图3是本发明实施例中燃料组件的结构示意图;
图4是本发明实施例中燃料板的结构示意图;
图5是本发明实施例中控制棒组件的结构示意图;
附图中标记及对应的零部件名称:
1、燃料板;2、结构板;3、冷却流道;4、燃料包壳;5、燃料芯体;6、吸收体;7、导向管;8、反射层;9、控制棒组件;10、燃料组件;11、堆芯活性区。
具体实施方式
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白,下面结合实施例和附图,对本发明作进一步的详细说明,本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明,并不作为对本发明的限定。
需说明的是,当部件被称为“固定于”或“设置于”另一个部件,它可以直接在另一个部件上或者间接在该另一个部件上。当一个部件被称为是“连接于”另一个部件,它可以是直接或者间接连接至该另一个部件上。
需要理解的是,术语“长度”、“宽度”、“上”、“下”、“前”、“后”、“左”、“右”、“竖直”、“水平”、“顶”、“底”“内”、“外”等指示的方位或位置关系为基于附图所示的方位或位置关系,仅是为了便于描述本发明和简化描述,而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作,因此不能理解为对本发明的限制。
此外,术语“第一”、“第二”仅用于描述目的,而不能理解为指示或暗示相对重要性或者隐含指明所指示的技术特征的数量。由此,限定有“第一”、“第二”的特征可以明示或者隐含地包括一个或者更多个该特征。在本发明的描述中,“多个”的含义是两个或两个以上,除非另有明确具体的限定。
实施例:基于方形燃料组件的超高通量反应堆堆芯,如图1与图2所示,包括反射层8以及设于反射层8内的堆芯活性区11,堆芯活性区11设有中心孔道区、多个燃料组件10以及多个控制棒组件9,中心孔道区由冷却剂填充形成中心孔道组件,采用液态铅或液态铅铋冷却。燃料组件10、控制棒组件9和中心孔道组件的截面均为正方形。多个燃料组件10紧凑布置,以减少堆芯泄漏。多个控制棒组件9布置在堆芯活性区11外围,以控制外围组件的功率分布,提高中心区燃料组件10的功率密度,有利于提高堆芯最大中子通量密度。且中心孔道组件位于堆芯活性区11的中心。
如图1所示,堆芯活性区11设有五十二个燃料组件10、八个控制棒组件9和一个中心孔道组件。堆芯活性区11中的燃料组件10、控制棒组件9和中心孔道组件沿行、列方向的布置相同,具体布置为:第一行有三个燃料组件10,第二行有四个燃料组件10和三个控制棒组件9,第三行有七个燃料组件10,第四行有九个燃料组件10,第五行有六个燃料组件10、两个控制棒组件9和一个中心孔道组件,第六行有九个燃料组件10,第七行有七个燃料组件10,第八行有四个燃料组件10和三个控制棒组件9,第九行有三个燃料组件10;八个控制棒组件9位于第二行、第五行、第八行分别与第二列、第五列、第八列的八个外围交叉位置。
如图3与图4所示,燃料组件10包括燃料板1和不锈钢制备而成的结构板2;多个燃料板1等间距堆叠设置,相邻燃料板1之间形成供冷却剂流动的冷却流道3;结构板2分布在燃料板1的两侧,用于对称固定多个燃料板1;燃料板1由燃料芯体5和燃料包壳4组成,燃料芯体5位于燃料包壳4内。
如图3所示,冷却流道3沿相邻燃料板1间的宽度为2.5mm-3.5mm。燃料板1与燃料板1之间设置的冷却流道3较宽,冷却剂能有效地带走堆芯的热量。
燃料组件10为U-Zr、U-Mo、U-Pu-Zr中任意一种金属燃料制备而成,而采用含Pu燃料有利于提高最大中子通量密度。燃料芯体5的厚度为0.5-1.5mm,优选0.9mm。燃料包壳4的厚度为0.2mm-0.5mm。
如图5所示,控制棒组件9包括由内而外依次设置的气隙、吸收体6、气隙、导向管7和冷却流道3;吸收体6呈环形状,由碳化硼材料制备而成;导向管7由不锈钢材料制备而成;冷却流道3由冷却剂填充。
如图1与图2所示,反射层8径向上的外形呈圆形,且反射层8外径不小于2500mm。堆芯活性区11的高度为400mm-600mm,优选500mm。堆芯活性区11两端的反射层8厚度为500mm-1000mm,较低的活性区高度有利于降低最大包壳温度,更有利于堆芯安全。
在本实施例中,径向反射层8最大外径为3000mm,轴向上反射层8和下反射层8均1000mm厚。
需要说明的是,反射层8采用与冷却剂相同的材料,即液态铅或液态铅铋,并在轴向和径向布置占有较大区域,这样既有利于减少堆芯泄漏,同时有利于在反射层8内布置各种用途的孔道和回路;中心孔道区可用作材料辐照考验、同位素生产或用作紧急停堆的控制棒通道,中心孔道由冷却剂构成。
如图1所示,对于52盒燃料组件10构成的堆芯,热功率为200MW,其换料周期100满功率天,换料周期内最大中子通量为1.08×1016n/cm2/s,平均组件功率密度为1100MW/m3
工作原理:本发明的堆芯在热功率不超过200MW,换料周期不低于100个满功率天,堆芯平均功率密度不超过1200MW/m3的情况下,堆芯最大中子通量在1×1016n/cm2/s,堆芯最大中子通量均远高于目前在建或规划的反应堆,具备很高的先进性和竞争力。
以上所述的具体实施方式,对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明,所应理解的是,以上所述仅为本发明的具体实施方式而已,并不用于限定本发明的保护范围,凡在本发明的精神和原则之内,所做的任何修改、等同替换、改进等,均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (9)

1.基于方形燃料组件的超高通量反应堆堆芯,包括反射层(8)以及设于反射层(8)内的堆芯活性区(11),其特征是,所述堆芯活性区(11)设有中心孔道区、多个燃料组件(10)以及多个控制棒组件(9),中心孔道区由冷却剂填充形成中心孔道组件;
所述燃料组件(10)、控制棒组件(9)和中心孔道组件的截面均为正方形;
多个所述燃料组件(10)紧凑布置,多个控制棒组件(9)布置在堆芯活性区(11)外围,且中心孔道组件位于堆芯活性区(11)的中心;
所述堆芯活性区(11)设有五十二个燃料组件(10)、八个控制棒组件(9)和一个中心孔道组件;
所述堆芯活性区(11)中的燃料组件(10)、控制棒组件(9)和中心孔道组件沿行、列方向的布置相同,具体布置为:第一行有三个燃料组件(10),第二行有四个燃料组件(10)和三个控制棒组件(9),第三行有七个燃料组件(10),第四行有九个燃料组件(10),第五行有六个燃料组件(10)、两个控制棒组件(9)和一个中心孔道组件,第六行有九个燃料组件(10),第七行有七个燃料组件(10),第八行有四个燃料组件(10)和三个控制棒组件(9),第九行有三个燃料组件(10);
八个控制棒组件(9)位于第二行、第五行、第八行分别与第二列、第五列、第八列的八个外围交叉位置。
2.根据权利要求1所述的基于方形燃料组件的超高通量反应堆堆芯,其特征是,所述燃料组件(10)包括燃料板(1)和结构板(2);
多个所述燃料板(1)等间距堆叠设置,相邻燃料板(1)之间形成供冷却剂流动的冷却流道(3);
所述结构板(2)分布在燃料板(1)的两侧,用于对称固定多个燃料板(1);
所述燃料板(1)由燃料芯体(5)和燃料包壳(4)组成,燃料芯体(5)位于燃料包壳(4)内。
3.根据权利要求2所述的基于方形燃料组件的超高通量反应堆堆芯,其特征是,所述冷却流道(3)沿相邻燃料板(1)间的宽度为2.5mm-3.5mm。
4.根据权利要求2所述的基于方形燃料组件的超高通量反应堆堆芯,其特征是,所述燃料组件(10)为U-Zr、U-Mo、U-Pu-Zr中任意一种金属燃料制备而成。
5.根据权利要求2所述的基于方形燃料组件的超高通量反应堆堆芯,其特征是,所述燃料芯体(5)的厚度为0.5-1.5mm,燃料包壳(4)的厚度为0.2mm-0.5mm。
6.根据权利要求1所述的基于方形燃料组件的超高通量反应堆堆芯,其特征是,所述控制棒组件(9)包括由内而外依次设置的气隙、吸收体(6)、气隙、导向管(7)和冷却流道(3);
所述吸收体(6)呈环形状,由碳化硼材料制备而成;
所述导向管(7)由不锈钢材料制备而成;
所述冷却流道(3)由冷却剂填充。
7.根据权利要求1-6任意一项所述的基于方形燃料组件的超高通量反应堆堆芯,其特征是,所述反射层(8)径向上的外形呈圆形,且反射层(8)外径不小于2500mm。
8.根据权利要求1-6任意一项所述的基于方形燃料组件的超高通量反应堆堆芯,其特征是,所述堆芯活性区(11)的高度为400mm-600mm,堆芯活性区(11)两端的反射层(8)厚度为500mm-1000mm。
9.根据权利要求1-6任意一项所述的基于方形燃料组件的超高通量反应堆堆芯,其特征是,该超高通量反应堆堆芯在热功率不超过200MW,换料周期不低于100个满功率天,平均组件功率密度不超过1200MW/m3的条件下,堆芯内最大中子通量超过1×1016n/cm2/s。
CN202210148061.7A 2022-02-17 2022-02-17 基于方形燃料组件的超高通量反应堆堆芯 Active CN114446497B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202210148061.7A CN114446497B (zh) 2022-02-17 2022-02-17 基于方形燃料组件的超高通量反应堆堆芯

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202210148061.7A CN114446497B (zh) 2022-02-17 2022-02-17 基于方形燃料组件的超高通量反应堆堆芯

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN114446497A CN114446497A (zh) 2022-05-06
CN114446497B true CN114446497B (zh) 2024-04-19

Family

ID=81374588

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202210148061.7A Active CN114446497B (zh) 2022-02-17 2022-02-17 基于方形燃料组件的超高通量反应堆堆芯

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN114446497B (zh)

Citations (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3385758A (en) * 1966-05-16 1968-05-28 Gen Electric Rod worth minimizer
BE710142A (zh) * 1967-02-07 1968-05-30
DE2042570A1 (de) * 1969-08-29 1971-04-29 British Nuclear Design Constr Kernreaktor Moderatorblock
CN86101339A (zh) * 1985-03-04 1986-09-03 西屋电气公司 核反应堆用万能燃料组件结构
CN1229514A (zh) * 1996-09-04 1999-09-22 株式会社日立制作所 初装载反应堆心
EP1088312A1 (de) * 1998-06-19 2001-04-04 Siemens Aktiengesellschaft Verfahren zum anfahren und zur überwachung sowie einrichtung zur steuerung eines siedewasser-kernreaktors
CN102543224A (zh) * 2010-12-14 2012-07-04 中国核动力研究设计院 用铀氢化锆燃料元件的动力堆
CN104575638A (zh) * 2015-02-11 2015-04-29 中国科学院合肥物质科学研究院 一种可与中子源耦合的安全多功能快中子零功率装置
CN109192332A (zh) * 2018-09-13 2019-01-11 中国核动力研究设计院 六边形套管型燃料堆芯钴靶组件核设计检验堆芯及方法
CN212541923U (zh) * 2020-07-20 2021-02-12 中国核动力研究设计院 一种实现快速安全停堆的球床先进高温堆堆芯
CN112669999A (zh) * 2020-12-23 2021-04-16 南京航空航天大学 一种液固双重燃料空间核反应堆电源

Patent Citations (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3385758A (en) * 1966-05-16 1968-05-28 Gen Electric Rod worth minimizer
BE710142A (zh) * 1967-02-07 1968-05-30
DE2042570A1 (de) * 1969-08-29 1971-04-29 British Nuclear Design Constr Kernreaktor Moderatorblock
CN86101339A (zh) * 1985-03-04 1986-09-03 西屋电气公司 核反应堆用万能燃料组件结构
CN1229514A (zh) * 1996-09-04 1999-09-22 株式会社日立制作所 初装载反应堆心
EP1088312A1 (de) * 1998-06-19 2001-04-04 Siemens Aktiengesellschaft Verfahren zum anfahren und zur überwachung sowie einrichtung zur steuerung eines siedewasser-kernreaktors
CN102543224A (zh) * 2010-12-14 2012-07-04 中国核动力研究设计院 用铀氢化锆燃料元件的动力堆
CN104575638A (zh) * 2015-02-11 2015-04-29 中国科学院合肥物质科学研究院 一种可与中子源耦合的安全多功能快中子零功率装置
CN109192332A (zh) * 2018-09-13 2019-01-11 中国核动力研究设计院 六边形套管型燃料堆芯钴靶组件核设计检验堆芯及方法
CN212541923U (zh) * 2020-07-20 2021-02-12 中国核动力研究设计院 一种实现快速安全停堆的球床先进高温堆堆芯
CN112669999A (zh) * 2020-12-23 2021-04-16 南京航空航天大学 一种液固双重燃料空间核反应堆电源

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
B_4C控制棒高温氧化研究现状;石兴伟;曹欣荣;赵国志;;核安全;20120630(02);全文 *

Also Published As

Publication number Publication date
CN114446497A (zh) 2022-05-06

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN103474097B (zh) 高快中子注量率堆芯
CN112259263B (zh) 一种三流道熔盐堆堆芯结构及三流道熔盐堆系统
CN110853774B (zh) 一种氢化锆慢化金属冷却反应堆小型化设计方法及反应堆
CN114446496B (zh) 基于环形燃料元件的超高通量反应堆堆芯
JPH0128357B2 (zh)
US20040052326A1 (en) Nuclear fuel assembly for a reactor cooled by light water comprising a nuclear fuel material in particle form
CN110827998B (zh) 一种氧化铍慢化金属冷却反应堆小型化设计方法及反应堆
CN113270205B (zh) 一种模块化压力管式气冷微堆堆芯
CN110867261B (zh) 多类型芯块混合装载金属冷却反应堆及管理方法
WO2022193905A1 (zh) 一种用于棱柱式高温气冷堆的混合腔室结构、棱柱式高温气冷堆结构
CN114446497B (zh) 基于方形燃料组件的超高通量反应堆堆芯
EP0196655A1 (en) Fuel assembly for nuclear reactor
CN114121308A (zh) 一种具有超高通量的铅铋冷却快中子研究堆堆芯结构
CN114496314B (zh) 一种快中子热中子同心圆式分区的超高通量反应堆堆芯
CN114496313B (zh) 一种快中子热中子扇形分区的超高通量反应堆堆芯
CN218038586U (zh) 一种屏蔽体结构及含其的反应堆
CN115394458B (zh) 一种基于棒束型燃料组件的超高通量反应堆堆芯
JPS63235891A (ja) 燃料集合体
JP2000241582A (ja) 燃料集合体、燃料棒および原子炉の炉心
CN115394459B (zh) 一种基于板形燃料组件的超高通量反应堆堆芯
CN113130099A (zh) 一种结构紧凑的高通量小型多用途铅冷快堆
CN112366010A (zh) 一种fcm燃料应用于百万千瓦压水堆的首循环装载方法
CN110853775B (zh) 多类型燃料组件混合装载金属冷却反应堆及管理方法
CN215265592U (zh) 一种结构紧凑的高通量小型多用途铅冷快堆
JP2004361296A (ja) 沸騰水型原子炉の核燃料集合体

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant