NB/T 20056-2011
轻水堆核燃料衰变热功率的计算
Calculation of decay heat power in the nuclear fuel of light water reactors
NBT20056-2011, NB20056-2011
2022-03
- 标准号
- NB/T 20056-2011
- 别名
- NBT20056-2011, NB20056-2011
- 发布
- 2011年
- 发布单位
- 行业标准-能源
- 替代标准
- NB/T 20056-2021
- 当前最新
- NB/T 20056-2021
- 被代替标准
- EJ/T 745-2001
- 适用范围
- 本标准规定了轻水堆核燃料衰变热功率的计算方法并提供了有关数据。 本标准适用于以235U作为主要初始裂变核素，以235U作为主要可转换核素的轻水堆。适用的衰变时间为0s-1010s。
NB/T 20056-2011相似标准
推荐
2013年世界核电建设及核电技术发展回顾
该设计采用新型燃料组件，燃料棒紧密排列以减少反应堆冷却剂与燃料体积的比例，从而提高增殖率。 研究人员通过计算分析，成功获得轻水冷却情况下的高钚增殖率。这项研究将开启快堆商业化，以及成熟的轻水冷却技术为基础、和平利用核能为目的的核燃料循环方式。该研究结果已发表在日本原子能学会(AESJ)核科学与技术杂志。 快中子增殖反应堆(FBR)除了发电，产生的裂变产物多于消耗的。...
讨论：太先进无法展示？核能新技术ADS靠谱吗
在整个核燃料循环中，目前核能届一些学者提出“核公园（Nuclear Park）”构想，即在这个核工业园区，由各种类型的反应堆扮演着不同角色，热中子反应堆主要用来发电，快中子反应堆主要用来增殖核燃料，充分利用核资源，ADS用来嬗变热中子反应堆卸出的核废料，再结合乏燃料的分离技术，进到园区的是一般核燃料，出去的是人类生存需要的电力和少量的、达到地质处置要求的核废料。...