化微观截面。首先，通过基于窄共振近似对点截面进行数值积分，得到各区域群有效自屏截面，然后，基于维几何模型，使用基于离散纵标方法的中子输运计算程序进行全堆芯群中子输运计算，考虑中子泄漏和能谱的干涉效应。最后根据计算得到的中子通量密度分布，归并群截面得到堆芯各区域的力及小的俘获截面，因此铅基堆可设计成较硬的中子能谱而获得优良的中子经济性，有利于核燃料嬗变核燃料增殖等多重功能，也可设计成长寿命堆芯提高资源利用率和经济性，降低核扩散的风险。热工特性优良，具有高热导率高沸点等特性，在常压下，可实现高的功率密度。铅基材料具有的高膨胀率和较低的运动黏度系数确保反应堆有足够的自然循环能力铅基材料化学性质不活泼，几铅冷小堆堆芯初步探究医药卫生论文，在紧急停堆棒中增加了高密度中子吸收体材料钨，以实现堆芯的反应性控制以及紧急停堆需求。对堆芯中子学参数的计算结果分析表明堆芯能满足的寿期长度的要求，在整个寿期内下降，波动较小在寿期内实现了锕系元素的减少和的明显增加。在整个循环内，冷却剂密度系数冷却剂空泡价值和膨胀系数等重要反应性反馈系数均为负设计的控制棒以及安全棒组件满足堆芯非能动安全性要求。为了满足堆芯的自然循环，选择了较小的堆芯功率，堆芯额定热功率为，额定电功率为，寿期内不倒料或换料，可以降低核扩散的风险，目标寿命为满功率连续运行年。摘要铅及铅基材料作为反应堆冷却剂，有着优良的中子学性能和热工性能。欧盟俄罗斯美国韩国日本中国等国家均投入了大量的人力和物力研发铅冷快堆。本文旨在提出种铅冷小力和物力研发铅冷快堆，如欧州铅冷工业示范堆欧洲先进铅冷原型示范堆多功能快谱研究堆具体堆芯设计布置方案如图所示。堆芯容器内外直径分别为和，堆芯总高度为，循环初时堆芯内总的重核素装载量为。图堆芯径向和轴向示意图堆芯中子学计算结果图示出堆芯在整个寿期中随时间的变化，可以看出在整个寿期等效满功率年，内降低，波动较小，满足了堆芯寿期的设计目标要求。铅冷小堆堆芯内的控制以及安全要求。图锕系元素和质量随时间变化表寿期初堆芯控制系统和安全系统的反应性价值表列出了反应堆由热态满功率，至热态零功率再由热态零功率至换料温度的过程中，由于温度变化，几种主要的反应性反馈引起的堆芯反应性变化量。由表可以看出，设计的控制棒以及安全棒组，额定电功率为，寿期内不倒料或换料，可以降低核扩散的风险，目标寿命为满功率连续运行年。具体堆芯设计布置方案如图所示。堆芯容器内外直径分别为和，堆芯总高度为，循环初时堆芯内总的重核素装载量为。图堆芯径向和轴向示意图堆芯中子学计算结果图示出堆芯在整个寿期中随时间的变化，可以看出在整个寿期等效满功率年欧洲先进铅冷原型示范堆多功能快谱研究堆俄罗斯中国铅基研究的风险。热工特性优良，具有高热导率高沸点等特性，在常压下，可实现高的功率密度。铅基材料具有的高膨胀率和较低的运动黏度系数确保反应堆有足够的自然循环能力铅基材料化学性质不活泼，几乎消除了氢气产生的可能，铅基材料还可以与易挥发放射性核素碘和铯形成化合物，可降低反应堆放射性源项，。得益于液态铅和铅铋良好的中子学特性和热工特性，铅冷快堆可以设计成采铅冷小堆堆芯初步探究医药卫生论文件能够提供足够的控制价值，能够满足安全需要。反射层组件和屏蔽组件分别采用了不锈钢和碳化硼。堆芯布置堆芯包括种类型的组件，即燃料组件控制和停堆组件反射组件屏蔽组件，其中包含了盒内区燃料组件，盒外区燃料组件，盒控制棒组件以及盒紧急停堆棒组件，盒反射层组件以及盒屏蔽组件，共盒组件。为展平功率，堆芯燃料分两区布置。铅冷小堆堆芯初步探究医药卫生论文盒组件。为展平功率，堆芯燃料分两区布置。图径向功率峰因子随时间的变化表列出了堆芯在运行寿期初所需的控制系统及安全系统的反应性价值。由表可以看出，所设计的堆芯控制系统和安全系统能够满足堆芯运行控制以及堆芯紧急停堆需求，并大于的停堆裕量。考虑到在整个运行寿期内，堆芯在运行寿期初剩余反应性最大，因此所设计的堆芯控制以及安全系统满足整个运行寿期内下降，波动较小在寿期内实现了锕系元素的减少和的明显增加。在整个循环内，冷却剂密度系数冷却剂空泡价值和膨胀系数等重要反应性反馈系数均为负设计的控制棒以及安全棒组件能够提供足够的控制价值在整个寿期内，堆芯满功率运行时，最高包壳表面温度最高燃料中心温度线功率密度等参数没有超过限值，并留有充足的设计裕量。表明本初步设计在整个寿期内，内降低，波动较小，满足了堆芯寿期的设计目标要求。铅冷小堆堆芯初步探究医药卫生论文。反射层组件和屏蔽组件分别采用了不锈钢和碳化硼。堆芯布置堆芯包括种类型的组件，即燃料组件控制和停堆组件反射组件屏蔽组件，其中包含了盒内区燃料组件，盒外区燃料组件，盒控制棒组件以及盒紧急停堆棒组件，盒反射层组件以及盒屏蔽组件，反应堆等。本文旨在于提出种小型铅铋冷却快堆堆芯设计方案。设计目标和设计工具设计目标本文设计种小型铅铋冷却快堆堆芯，通过堆芯优化设计，在满足堆芯寿期以及热工限值的基础上，尽可能减小堆芯体积，并能够满足堆芯非能动安全性要求。为了满足堆芯的自然循环，选择了较小的堆芯功率，堆芯额定热功率为用全自然循环驱动的小型反应堆。国际上关于铅冷快堆的研究已经开展了较多的工作，尤其自年第代核能系统国际论坛，的铅冷快堆合作备忘录签订以来，欧盟俄罗斯美国韩国日本中国等国家均投入了大量的人力和物力研发铅冷快堆，如欧州铅冷工业示范堆主要中子学参数满足安全要求。关键词冷却剂堆芯初步设计小堆热工性能铅冷铅及铅基材料作为反应堆冷却剂，具有比较明显的优势中子经济性优良，发展可持续性好。铅及铅基材料具有低的中子慢化能力及小的俘获截面，因此铅基堆可设计成较硬的中子能谱而获得优良的中子经济性，有利于核燃料嬗变核燃料增殖等多重功能，也可设计成长寿命堆芯提高资源利用率和经济性，降低核扩散铅冷小堆堆芯初步探究医药卫生论文化的特点，选择了高富集度的燃料为了展平功率，选用了两种富集度的燃料组件。采用组控制棒组件和组停堆棒组件控制反应性，控制棒选用对快区和热区中子具有良好吸收能力的作为中子吸收体，在紧急停堆棒中增加了高密度中子吸收体材料钨，以实现堆芯的反应性控制以及紧急停堆需求。对堆芯中子学参数的计算结果分析表明堆芯能满足的寿期长度的要求，在整个寿期微观截面。堆芯计算基于棱柱离散纵标节块中子输运计算程序进行堆芯中子输运计算，并采用切比雪夫合理近似方法进行燃耗计算。在堆芯计算计算中，基于阶微扰法计算燃料多普勒系数和冷却剂密度系数，采用虚拟密度方法计算燃料轴向膨胀系数和堆芯径向膨胀系数。对于堆芯热工水力学设计，采用堆芯计算程序中的并联多通道分析方法，计算堆芯中的冷却剂温度和速度分布以乎消除了氢气产生的可能，铅基材料还可以与易挥发放射性核素碘和铯形成化合物，可降低反应堆放射性源项，。设计工具本文使用快中子反应堆中子学计算分析软件包进行堆芯中子输运燃耗反应性系数和动力学参数等中子学计算分析。是由西安交通大学核工程计算物理实验室开发的应用于先进堆芯维堆芯中子学计算分析的程序软件包。程序包括截面计算能够提供足够的控制价值在整个寿期内，堆芯满功率运行时，最高包壳表面温度最高燃料中心温度线功率密度等参数没有超过限值，并留有充足的设计裕量。表明本初步设计在整个寿期内的主要中子学参数满足安全要求。关键词冷却剂堆芯初步设计小堆热工性能铅冷铅及铅基材料作为反应堆冷却剂，具有比较明显的优势中子经济性优良，发展可持续性好。铅及铅基材料具有低的中子慢化堆堆芯初步设计方案。本文使用西安交通大学研发的快中子反应堆中子学计算分析软件包进行堆芯中子输运燃耗反应性系数和动力学参数等中子学计算分析。为了满足紧凑型轻量化的特点，选择了高富集度的燃料为了展平功率，选用了两种富集度的燃料组件。采用组控制棒组件和组停堆棒组件控制反应性，控制棒选用对快区和热区中子具有良好吸收能力的作为中子吸收体俄罗斯中国铅基研究反应堆等。本文旨在于提出种小型铅铋冷却快堆堆芯设计方案。设计目标和设计工具设计目标本文设计种小型铅铋冷却快堆堆芯，通过堆芯优化设计，在满足堆芯寿期以及热工限值的基础上，尽可能减小堆芯体积，并能芯初步探究医药卫生论文。得益于液态铅和铅铋良好的中子学特性和热工特性，铅冷快堆可以设计成采用全自然循环驱动的小型反应堆。国际上关于铅冷快堆的研究已经开展了较多的工作，尤其自年第代核能系统国际论坛，的铅冷快堆合作备忘录签订以来，欧盟俄罗斯美国韩国日本中国等国家均投入了大量的人