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一种堆芯熔融物捕集及衰变热导出系统及方法: 本发明公开了一种堆芯熔融物捕集及衰变热导出系统及方法，该系统包括：换热器、捕集用固体，换热器包括：壳体、设置于壳体内的换热管组件，换热管组件包括至少一根换热管，换热管组件用于通入第一冷却介质换热，换热管组件与壳体之间所圈...; 郝冬谷振杰贾小攀苏锦成褚松良贝晨赵晓山樊彦芳白冰鹤薛静王振中吴巧英

压水堆破口事故下裂变产物源项释放及衰变热分析: 2024年; 反应堆严重事故时堆芯发生熔化现象,导致部分放射性源项不再留存于燃料中,将会通过各种途径释入环境,对周围造成严重的放射性污染。为了研究不同模型下裂变产物在压力容器内外释放量及其衰变热分布,分析喷淋系统对控制源项释放及热量的影响。基于典型的百万千瓦级压水堆核电站模型,利用一体化安全分析程序MAAP建模,分析计算CORSOR-M、CORSOR-O和ORNL-BOOTH三种源项释放模型反应堆一回路热管段破口叠加高、低压安注失效的事故序列和后果。结果表明:裂变产物源项主要在压力容器内释放,释放量远多于压力容器外的释放量。CORSOR-O模型下压力容器最晚融穿,安全壳失效最早;ORNL-BOOTH中压力容器虽最先融穿,但安全壳失效远晚于其他两种模型。源项释放差异导致不同模型衰变热现象不同,主要热源皆为挥发性裂变产物。开启喷淋不仅可以使悬浮碘化物充分控制在安全壳内,还能有效带走源项产生的衰变热,降低安全壳压力,保证安全壳完整性。; 袁显宝彭珏钦张彬航毛璋亮唐海波魏靖宇周建军; 关键词：破口事故衰变热

基于随机抽样的衰变热不确定度量化研究: 2024年; 为研究核数据引起的核素存量及导出量的不确定度,在自主程序GNET上实现了基于随机抽样的不确定度量化方法。利用贝叶斯更新方法获得裂变产物独立产额的协方差数据,弥补裂变产额协方差数据缺失。对热中子引起的235U一次裂变后衰变热不确定度进行了计算。结果表明,裂变产物产额的不确定度贡献占主要部分。该算例表明GNET程序具备了核素存量的不确定度量化功能。; 马纪敏郭海兵黄洪文; 关键词：衰变热协方差

基于灵敏度/不确定度方法的快中子裂变的衰变热不确定度分析: 2024年; 针对传统轻水堆衰变热的计算标准不适用于快堆的问题,为此,本文采用灵敏度/不确定度(S/U)方法,在分析衰变热计算过程中由于核数据引入的不确定度的基础上,开展了快中子裂变的裂变产物衰变热不确定度计算方法研究,得到了1~10^(13) s时间范围内^(235)U和^(239)Pu的快中子裂变产物衰变热不确定度及其与半衰期、平均能量、裂变产额、分支比不确定度的关系。结果表明,在1~10^(3) s以及10^(8)~10^(10) s时间范围内,^(235)U和^(239)Pu的快中子裂变产物衰变热不确定度为2%~10%;在10^(3)~10^(8) s时间范围内,衰变热不确定度小于2%。本文建立的^(235)U和^(239)Pu的快中子裂变产物衰变热不确定度分析的方法流程以及不确定度标准数据,为后续钠冷快堆、铅冷快堆和气冷快堆衰变热的不确定度分析评价奠定了基础。; 王凤龙杨勇黄小龙; 关键词：衰变热核数据

一种利用乏燃料衰变热的放射性同位素电池及其应用: 本发明公开了一种利用乏燃料衰变热的放射性同位素电池及其应用，涉及放射性同位素电池技术领域，包括金属集热器，金属集热器内插设多根燃料棒；金属集热器周向的四个面紧贴有热电转换器件，热电转换器件连接散热器，散热器、热电转换器件...; 郭锐李满仓黄学良杨洪润陈长于颖锐张新虎吴师其陈志禹周代杰王云闯刘勇秦雪

通过反应堆衰变热去除（DHR）系统在反应堆容器周围具有填充有惰性液体盐的容器的快中子反应堆类型的熔盐核反应堆: 本发明涉及通过反应堆衰变热去除(DHR)系统在反应堆容器周围具有填充有惰性液体盐的容器的快中子反应堆类型的熔盐核反应堆。本发明基本上在于：形成快中子反应堆类型的熔盐核反应堆，其设计是没有减速剂或具有非常少的能使反应堆被认...; G·坎皮奥尼A·格申菲尔德V·帕斯卡Y·戈尔斯

并入通过一次反应堆容器去除热量的在防护间隙中包括被动或主动触发枢转翅片模块的衰变热去除系统DHR的液态金属或熔盐反应堆: 本发明涉及并入通过一次反应堆容器去除热量的在防护间隙中包括被动或主动触发枢转翅片模块的衰变热去除系统DHR的液态金属或熔盐反应堆。提供了一种液态金属或熔盐快中子反应堆类型的核反应堆，包括：被称为一次容器的容器，被称为二次...; A·潘塔诺P·安富

堆芯衰变热对反应堆压力容器承压热冲击的影响被引量：1: 2023年; 研究了承压热冲击(PTS)事故发生时,变化的堆芯衰变热对反应堆压力容器(RPV)安全分析的影响。基于ACP1000三回路反应堆压力容器,对25 cm 2小破口失水事故工况应用三维流固热耦合方法进行模拟。计算了事故下2000 s内堆芯衰变热随时间的变化函数,得到变化堆芯衰变热影响下冷却剂经过堆芯后的温升、三回路模型安注流动轨迹、确定RPV环腔内温度最低点(冷点)的位置,并在此处施加裂纹影响,得到变化堆芯衰变热影响下应力强度因子分析结果,并与1 MW/m 3堆芯衰变热结果进行比较。结果表明,在本瞬态工况下变化的堆芯衰变热对流经的冷却剂有明显的升温作用,RPV内壁应力也有16.02%的增幅,应力强度因子有30.1%的增幅。; 林萍杨森皓陈旭鹏银建中韩志远谢国山; 关键词：反应堆压力容器小破口失水事故承压热冲击

通过液态金属冷却的、包括被动衰变热排出系统的核反应堆: 本发明涉及通过液态金属冷却的核反应堆，该核反应堆包括用于排出衰变热的被动系统，该被动系统具有相变材料热储存器以及围绕相变材料储存器的可移除的隔热层。本发明主要涉及制造一种包括一体式系统的核反应堆，该一体式系统确保：从事故...; J·普弗罗L·布里索诺A·潘塔诺

包括集成自主被动衰变热去除系统的轻水核反应堆、特别是压水反应堆或沸水反应堆: 本发明涉及包括集成自主被动衰变热去除系统的轻水核反应堆、特别是压水反应堆或沸水反应堆。本发明公开了一种轻水核反应堆(LWR)、特别是压水反应堆(PWR)或沸水反应堆(BWR)，包括：‑反应堆堆芯；‑用于从反应堆堆芯排出至...; G·莱尔米特N·卡尼弗兰克·莫兰尼古拉斯·托弗龙

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