期刊文献+
任意字段
题名或关键词
题名
关键词
文摘
作者
第一作者
机构
刊名
分类号
参考文献
作者简介
基金资助
栏目信息
共找到6,954篇文章
< 1 2 … 250 >
每页显示 20 50 100
已选择0条
导出题录 引用分析
参考文献
引证文献
 统计分析
检索结果
已选文献
显示方式：
压水堆核电厂厚壁承压设备设计评价和在役评定分析探讨
1
作者 陈明亚 曹昱澎 +3 位作者 孙欣 余伟炜 彭群家 赵万祥 《压力容器》 北大核心 2025年第3期62-70,共9页
针对某核电厂一回路厚壁承压设备设计评价和在役评定中,评价准则和评价方法上存在的差异问题。以制定一回路温度-压力限值曲线为例,介绍设计中的“简略分析”和在役分析中“精确评定”在参考缺陷、焊接残余应力、材料断裂韧度、评定系... 针对某核电厂一回路厚壁承压设备设计评价和在役评定中,评价准则和评价方法上存在的差异问题。以制定一回路温度-压力限值曲线为例,介绍设计中的“简略分析”和在役分析中“精确评定”在参考缺陷、焊接残余应力、材料断裂韧度、评定系数等方面的差异情况,发现存在大量混淆设计评价和在役评定要求的情况,如较为普遍采用设计评价的技术思路评定在役阶段缺陷的安全性。基于不同分析假设的在服役阶段可接受缺陷信息和现有评价体系存在不足,忽略长期运行中客观条件的变化,缺乏对关键技术难点和科学问题的重视,自主提出影响安全的技术问题较少,建议后续国内可给出基于标准的分析案例。 展开更多
关键词 承压设备 核压力容器 P-T曲线 设计评价 在役评定
在线阅读 下载PDF
可靠性强化试验技术在电动闸阀故障识别中的应用 被引量：1
2
作者 张林 汤文斌 +4 位作者 刘杰 闫晓 湛力 李明刚 周吴 《流体机械》 北大核心 2025年第3期110-118,共9页
为探究电动闸阀的可靠性及轻微故障识别技术的难点,采用可靠性强化试验技术在非破坏条件下开展电动阀门故障模拟试验,成功获取了2种典型故障模式的响应数据,最后采用决策树、随机森林和梯度提升3种机器学习方法,并结合网格搜索和Actor-C... 为探究电动闸阀的可靠性及轻微故障识别技术的难点,采用可靠性强化试验技术在非破坏条件下开展电动阀门故障模拟试验,成功获取了2种典型故障模式的响应数据,最后采用决策树、随机森林和梯度提升3种机器学习方法,并结合网格搜索和Actor-Critic强化学习2种优化方案,对试验数据进行了分析。结果表明,可靠性强化试验技术能够在不破坏阀门的前提下,低成本、高效地模拟阀门卡滞和卡死故障;电流与振动特征的组合显著提高了故障识别精度,尤其是在随机森林和梯度提升算法中正常数据识别精度达98%,在随机森林和决策树算法中故障数据识别精度最高达到82%;多特征融合有助于充分利用数据的特性提升模型性能;强化学习在提升随机森林性能方面表现出色,振动特征下准确率提升21%,振动电流组合特征下提升15%,电流特征下提升6%;但在梯度提升树中未能显著改善性能,反而导致其产生一定程度的下降;决策树适合处理多特征组合数据,表现出更高的故障识别精度;而随机森林在单一特征和多特征组合下均表现稳定,训练时间和识别精度均具有较高的鲁棒性;梯度提升树在某些特征类型下的表现波动较大,应针对其特点进行进一步优化;在实际工业故障诊断中,应优先考虑随机森林和决策树算法,结合多特征融合和优化方法以提升分类性能。研究可为电动闸阀的故障识别提供参考。 展开更多
关键词 电动阀门 可靠性强化 故障模拟 故障识别
在线阅读 下载PDF
空间核动力燃料发展趋势与研究进展 被引量：1
3
作者 吴学志 魏国良 +3 位作者 郭骁 屈哲昊 王轩 任劲如 《材料导报》 北大核心 2025年第5期109-114,共6页
空间核动力是未来实现深空探测和载物运输的关键技术之一,空间核动力具有工作寿命长、机动性能好和受太空环境影响小的特点,是空间环境中可提供能量的优质能源。核燃料是空间核动力反应堆的核心部件,处于长时、高温和强辐射的服役环境,... 空间核动力是未来实现深空探测和载物运输的关键技术之一,空间核动力具有工作寿命长、机动性能好和受太空环境影响小的特点,是空间环境中可提供能量的优质能源。核燃料是空间核动力反应堆的核心部件,处于长时、高温和强辐射的服役环境,是影响空间核反应堆能否高效稳定运行的关键材料,与传统压水堆UO_(2)燃料存在较大不同。本文综述了以空间核电源与核推进为代表的空间核动力反应堆燃料的发展趋势与研究进展,对比分析了不同空间核动力系统燃料体系的区别,从燃料设计、工艺制备、性能分析与服役评价等方面系统阐述了影响空间核动力燃料应用的关键问题,提出了未来我国空间核动力燃料的技术方向与研究重点,为我国先进空间核动力反应堆燃料的优化设计与性能提升提供支持。 展开更多
关键词 空间核动力 反应堆 燃料 核电源 核推进
在线阅读 下载PDF
基于非支配排序遗传算法NSGA-Ⅲ的多目标屏蔽智能优化研究 被引量：1
4
作者 王梦琪 郑征 +3 位作者 梅其良 彭超 高静 周岩 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第2期422-428,共7页
本文基于第3代非支配排序遗传算法(NSGA-Ⅲ)开展了多目标屏蔽智能优化方法研究。以乏燃料运输船舶为对象,采用多目标智能优化程序建立一维离散纵标计算模型,针对舱盖上方区域屏蔽结构(混凝土和聚乙烯厚度)进行优化设计,最终得到1组优化... 本文基于第3代非支配排序遗传算法(NSGA-Ⅲ)开展了多目标屏蔽智能优化方法研究。以乏燃料运输船舶为对象,采用多目标智能优化程序建立一维离散纵标计算模型,针对舱盖上方区域屏蔽结构(混凝土和聚乙烯厚度)进行优化设计,最终得到1组优化的屏蔽方案。基于优化后的屏蔽方案,建立真实的三维蒙特卡罗计算模型,和基于混凝土、聚乙烯或含硼硅树脂的方案进行对比,评估优化方案的屏蔽效果。评价指标包括屏蔽厚度、重量、总剂量率和价格等。结果显示,基于所开发的多目标屏蔽智能优化方法优化得到的方案各有特点,包含了多个优选的方案,为设计者提供了更丰富的选择。 展开更多
关键词 多目标优化算法 屏蔽 乏燃料运输船舶 第3代非支配排序遗传算法
在线阅读 下载PDF
一体化快堆金属燃料发展现状及研发规划 被引量：1
5
作者 冯伟 刘一哲 +2 位作者 任媛媛 杨勇 周培德 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期34-40,共7页
金属燃料具有增殖比高、后处理流程简单、安全性好、处置长寿命锕系核素方便、可组成一体化快堆核电站等优点,是快堆燃料的理想选择。早期金属燃料由于材料选型和元件设计上的不足,使用燃耗较低(不超过5at.%)。后来,国际上其他国家(主... 金属燃料具有增殖比高、后处理流程简单、安全性好、处置长寿命锕系核素方便、可组成一体化快堆核电站等优点,是快堆燃料的理想选择。早期金属燃料由于材料选型和元件设计上的不足,使用燃耗较低(不超过5at.%)。后来,国际上其他国家(主要是美国、日本、韩国等)通过不断的材料选型和元件设计优化,基本可以确定金属燃料燃耗最高可到20at.%。针对我国一体化快堆U-TRU-Zr金属燃料选型和高燃耗的研发需求,调研了国内外快堆金属燃料的研发现状,提出了高燃耗金属燃料关键问题和解决方案,制定了我国一体化快堆高燃耗U-TRU-Zr金属燃料的研发技术路线。 展开更多
关键词 金属燃料 高燃耗 元件设计 一体化快堆
在线阅读 下载PDF
面向材料腐蚀防护的铅铋合金氧测氧控研究进展 被引量：1
6
作者 秦博 鲁盛会 +2 位作者 刘思涵 张洁 龙斌 《材料导报》 北大核心 2025年第4期135-146,共12页
铅铋合金具有优异的核性能、高导热率、高沸点和化学惰性等特点,以其作为冷却剂的铅铋快中子增殖反应堆是最具发展前景的第四代先进核能系统的六种堆型之一。铅铋合金冷却剂对反应堆结构材料较强的腐蚀性是限制铅铋快堆发展的重要因素;... 铅铋合金具有优异的核性能、高导热率、高沸点和化学惰性等特点,以其作为冷却剂的铅铋快中子增殖反应堆是最具发展前景的第四代先进核能系统的六种堆型之一。铅铋合金冷却剂对反应堆结构材料较强的腐蚀性是限制铅铋快堆发展的重要因素;然而,控制铅铋合金中溶解氧在特定的范围是实施结构材料在液态铅铋环境下腐蚀防护的有效手段之一,因此要求铅铋系统必须实现溶解氧的测量与控制,以保障反应堆的安全运行。近年来,随着铅铋快堆研发的深入,材料腐蚀防护关键共性技术不断突破,本文总结了面向反应堆结构材料腐蚀防护的铅铋溶解氧测量和控制技术研究进展,介绍了铅铋合金氧测氧控国内外研究现状,重点对比分析了不同氧控模式在铅铋快堆的应用前景,最后对面向铅铋快堆的氧测氧控技术的发展及应用进行了展望。 展开更多
关键词 铅铋合金 溶解氧 氧控 氧传感器 标定 腐蚀
在线阅读 下载PDF
核电站乏燃料水池水下ACFM焊缝缺陷检测系统研究 被引量：1
7
作者 沈光耀 张晓春 +2 位作者 朱加雷 李丛伟 田正磊 《精密成形工程》 北大核心 2025年第1期223-231,共9页
目的针对核电站乏燃料水池钢覆面焊缝缺陷的水下检测需求,开发一种基于交流电磁场检测(ACFM)技术的水下缺陷检测系统,以检测和识别焊缝中的微小漏点,进而确保乏燃料水池的结构完整性和运行安全。方法采用有限元模拟结合实验验证的研究... 目的针对核电站乏燃料水池钢覆面焊缝缺陷的水下检测需求,开发一种基于交流电磁场检测(ACFM)技术的水下缺陷检测系统,以检测和识别焊缝中的微小漏点,进而确保乏燃料水池的结构完整性和运行安全。方法采用有限元模拟结合实验验证的研究方法。首先,采用三代核电乏燃料水池钢覆面的主要材料S32101双向不锈钢作为研究对象,利用COMSOL Multiphysics软件建立ACFM的缺陷检测模型,并对激励频率、激励电流进行优化分析。其次,研制了适用于核电水下环境的ACFM缺陷检测设备,并通过水压、电磁干扰、辐照试验来验证设备的可靠性。结果当激励频率为1~5 kHz并采用较大的激励电流时,可以获得最佳的检测效果;试验结果表明,系统在辐照水下环境中具有良好的适用性,能够有效检测并识别出直径为0.1 mm的微孔贯穿缺陷及3 mm×0.2 mm×0.5 mm的浅表缺陷。结论综合仿真分析、设备研制和实验验证的结果可知,所开发的水下ACFM缺陷检测系统能够满足核电站乏燃料水池钢覆面焊缝缺陷的水下检测需求,为核设施水下缺陷的早期预警和漏点判定提供了有效的技术手段。 展开更多
关键词 乏燃料水池 S32101 水下缺陷检测 交流电磁场检测 试验
在线阅读 下载PDF
液态金属快堆分析方法与自主化软件的研发与验证
8
作者 吴宏春 郑友琦 +11 位作者 曹良志 杜夏楠 王学松 祖铁军 刘宙宇 贺清明 陈荣华 葛莉 杨睿 高鑫钊 王事喜 阿热爱 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第4期824-837,共14页
液态金属冷却快中子核反应堆(简称液态金属快堆)是我国核能发展“三步走”战略中承上启下的关键环节。高精度的液态金属快堆数值分析软件是提升我国快堆研发水平的基础。现阶段,我国仍沿用20世纪80、90年代以来通过消化、吸收形成的数... 液态金属冷却快中子核反应堆(简称液态金属快堆)是我国核能发展“三步走”战略中承上启下的关键环节。高精度的液态金属快堆数值分析软件是提升我国快堆研发水平的基础。现阶段,我国仍沿用20世纪80、90年代以来通过消化、吸收形成的数值分析方法与计算软件,面临着计算模型近似大、适用范围窄等技术问题,亟待理论上的突破和新一代高性能数值分析软件的研发。为此,本文针对液态金属快堆研发的关键环节,提出了一套高精度数值模拟计算的方法模型,并研发了完全自主知识产权的计算软件系统。通过中国实验快堆测量数据以及设计参数对比分析,验证了模型的正确性和计算软件的先进性。 展开更多
关键词 液态金属快堆 软件开发 堆芯物理分析 热工水力 系统分析
在线阅读 下载PDF
钠冷快堆堆芯设计优化方向研究
9
作者 周培德 胡赟 +6 位作者 薛秀丽 苏喜平 霍兴凯 林超 陈启董 宋英韵 王振忠 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第9期2112-2121,共10页
钠冷快堆具有核燃料增殖和长寿命次锕系核素嬗变的功能,是第四代核能系统的主要推荐堆型。钠冷快堆功能和性能优势的实现主要取决于堆芯设计。钠冷快堆已有进入规模化、商业化应用的态势,本文在分析钠冷快堆堆芯设计内涵和已有设计实践... 钠冷快堆具有核燃料增殖和长寿命次锕系核素嬗变的功能,是第四代核能系统的主要推荐堆型。钠冷快堆功能和性能优势的实现主要取决于堆芯设计。钠冷快堆已有进入规模化、商业化应用的态势,本文在分析钠冷快堆堆芯设计内涵和已有设计实践基础上,重点围绕经济性、安全性和可持续性提升,研究并提出堆芯设计优化的方向和措施,包括:瞄准燃料燃耗限值提升、燃料平均卸料燃耗和堆芯冷却剂出口温度展平以提高经济性;瞄准反应性效应负反馈优化、反应性控制性能改进和自然循环设计优化以提升安全性;瞄准核燃料增殖和长寿命次锕系核素嬗变能力提升以改进可持续性。所提出的堆芯设计优化方向和措施可以作为钠冷快堆堆芯设计研发的目标和主要内容。 展开更多
关键词 钠冷快堆 堆芯设计 经济性 安全性 可持续性
在线阅读 下载PDF
快堆控制关键技术突破与工程实践
10
作者 冯伟伟 段天英 +2 位作者 杨建伟 崔国生 刘勇 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第9期2144-2152,共9页
核能作为清洁能源的重要性日益凸显,快堆作为第四代核能系统的核心堆型,具有铀资源利用率高、核燃料增殖能力强及放射性废物处理等优势,是我国核能发展战略的重要环节。本文聚焦我国大功率快堆反应堆控制技术突破与工程实践,介绍我国快... 核能作为清洁能源的重要性日益凸显,快堆作为第四代核能系统的核心堆型,具有铀资源利用率高、核燃料增殖能力强及放射性废物处理等优势,是我国核能发展战略的重要环节。本文聚焦我国大功率快堆反应堆控制技术突破与工程实践,介绍我国快堆技术的自主创新与相关产业升级。通过自主研发涉钠仪表(如永磁式钠流量计、互感式钠液位计等),突破多项关键技术,实现了国内生产配套;建立了全厂主要控制系统仿真模型,优化控制方案并成功应用于快堆工程;首次在快堆领域应用全数字化技术,完成保护系统设计、集成、测试与验证,实现国产化开发。结果表明,这些技术突破满足了大功率快堆在各种工况下的测量和控制功能要求,提升了自动化水平和系统可靠性。这些成果不仅为我国快堆技术发展提供了重要保障,也为核能技术的产业升级和商业化推广奠定了坚实基础。 展开更多
关键词 快堆 仪控系统 反应堆控制 保护系统 分布式控制系统
在线阅读 下载PDF
核电厂厚壁承压管道异种钢焊缝的焊接残余应力数值仿真研究
11
作者 陈明亚 余伟炜 +4 位作者 韩姚磊 林磊 彭群家 史芳杰 赵万祥 《机械强度》 北大核心 2025年第8期59-65,共7页
压水堆核电厂反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)、蒸汽发生器(Steam Generator,SG)、主泵等大型碳钢设备的容器管嘴与奥氏体钢管道通过异种钢焊缝(Dissimilar Metal Weld,DMW)相连接。厚壁DMW存在材料不均和较为复杂的焊接... 压水堆核电厂反应堆压力容器(Reactor Pressure Vessel,RPV)、蒸汽发生器(Steam Generator,SG)、主泵等大型碳钢设备的容器管嘴与奥氏体钢管道通过异种钢焊缝(Dissimilar Metal Weld,DMW)相连接。厚壁DMW存在材料不均和较为复杂的焊接残余应力(Weld Residual Stress,WRS),容易导致疲劳或应力腐蚀裂纹的产生。首先,调研了国际上经测量和数值分析获得的核电厂DMW的WRS情况;其次,基于一种单元体的体积均匀加热的WRS快速仿真方法,获取了一回路热管段(RPV出口至SG进口之间的连接管段,其为一回路压力边界中运行参数最高的管段)DMW的WRS。数值仿真分析的结果与美国推荐的拟合包络曲线趋势一致,且整体上可以被美国推荐的拟合曲线包络,说明所述的WRS快速仿真方法是可行的。厚壁DMW的WRS数值较大,但在管道内、外表面位置处的应力值比美国的推荐值保守,表明在实际结构分析中可以获得更多的安全裕度。 展开更多
关键词 压水堆 异种钢焊缝 焊接残余应力 数值分析
在线阅读 下载PDF
中国原子能科学研究院先进核燃料研发领域研究进展与挑战
12
作者 何晓军 姚钦文 +6 位作者 韩智杰 苏喜平 张爱民 程全 邹远方 张培升 李思远 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第9期2074-2083,共10页
本文回顾了中国原子能科学研究院(简称原子能院)75年来在核燃料领域取得的成果,结合新时代反应堆工程技术的发展需求,总结了新型核燃料研发面临的挑战。原子能院经过75年的艰苦奋斗,在研究堆燃料、快堆燃料、先进压水堆燃料以及特种动... 本文回顾了中国原子能科学研究院(简称原子能院)75年来在核燃料领域取得的成果,结合新时代反应堆工程技术的发展需求,总结了新型核燃料研发面临的挑战。原子能院经过75年的艰苦奋斗,在研究堆燃料、快堆燃料、先进压水堆燃料以及特种动力堆燃料领域取得突破性成果,建立了覆盖设计分析、制备工艺、试验验证和辐照考验及辐照后检验的完整核燃料研发体系。先进核燃料研发面临研发周期长、技术难度大等问题,新质新域反应堆技术的发展也给核燃料研发带来了新的挑战,未来需结合加速燃料辐照、人工智能、增材制造、数字孪生等新技术的应用,进一步突破新型核燃料研发瓶颈。 展开更多
关键词 核燃料研发 技术创新 加速燃料辐照 人工智能
在线阅读 下载PDF
低热胀管道正回火制度对微观组织及性能的影响规律研究
13
作者 韩丽青 李根 +6 位作者 李鑫 赵雷 涂凯 燕春光 赵吉庆 徐海涛 包汉生 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期165-172,共8页
为满足一体化快堆60年寿命设计需要,本文开展了热处理正火(1040~1080℃)与回火(730~800℃)工艺对9Cr-1Mo系铁素体-马氏体耐热钢低热胀管道组织稳定性的影响规律研究。结果表明:正火温度提高至1060℃,可以促进合金元素回溶,M_(23)C_(6)... 为满足一体化快堆60年寿命设计需要,本文开展了热处理正火(1040~1080℃)与回火(730~800℃)工艺对9Cr-1Mo系铁素体-马氏体耐热钢低热胀管道组织稳定性的影响规律研究。结果表明:正火温度提高至1060℃,可以促进合金元素回溶,M_(23)C_(6)相更加弥散,室温及高温强度提高约20 MPa,但继续提高正火温度影响不大;回火温度升高,板条状马氏体合并为块状马氏体,晶界总长度减少,且马氏体板条回复加剧,位错密度下降,强度迅速降低;随回火时间延长至2 h以上,析出相充分析出导致基体强度降低、冲击功提高,组织基本达到稳定,继续延长回火时间或焊后热处理时间强度不会发生明显变化,建议采用1060℃×1 h正火、770℃×2 h回火制度进行热处理,以保障工艺管道长寿期安全服役。 展开更多
关键词 钠冷快堆 工艺管道 铁素体-马氏体耐热钢 热处理工艺
在线阅读 下载PDF
中国原子能科学研究院反应堆材料数智化评价关键技术
14
作者 白冰 杨文 +11 位作者 贺新福 豆艳坤 秦博 曹金利 鱼滨涛 高进 曹晗 杨万欢 钟巍华 王荣东 龙斌 朱庆福 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第9期2122-2133,共12页
材料是开发新型核反应堆的关键。对于先进反应堆材料,尤其是抗辐照材料的研发,因其面临高温长时、中子辐照、环境腐蚀等复杂极端环境,导致研发周期长、成本高,目前国内外均积累少,缺乏可借鉴经验,因此亟需更加高效和智能的新范式以加速... 材料是开发新型核反应堆的关键。对于先进反应堆材料,尤其是抗辐照材料的研发,因其面临高温长时、中子辐照、环境腐蚀等复杂极端环境,导致研发周期长、成本高,目前国内外均积累少,缺乏可借鉴经验,因此亟需更加高效和智能的新范式以加速研发应用。本文提出了反应堆材料的数智化研发这一新范式,即通过高保真多尺度模拟计算技术、大数据与人工智能技术和高效试验技术三者围绕材料需求进行交叉迭代,以实现材料的快速设计优化。实现反应堆材料的数智化研发将大大缩短材料研发到应用的周期成本。本文重点阐述了中国原子能科学研究院在上述三大技术上的进展以及针对难熔合金等典型堆材料研发的应用效果,最后对未来三大技术深入融合以形成堆材料数智化新范式所面临的挑战和机遇进行了总结与展望。 展开更多
关键词 堆芯结构材料 数智化研发 多尺度模拟 数据知识双驱动
在线阅读 下载PDF
失水事故工况下FeCrAl包壳关键基础模型研究综述及评价
15
作者 钱立波 刘余 +5 位作者 陈平 焦拥军 陈伟 黄涛 杜思佳 尹春雨 《核科学与工程》 北大核心 2025年第2期315-327,共13页
福岛核事故后,FeCrAl合金由于具有优秀的高温力学性能、良好的抗高温氧化性和抗辐照肿胀能力,因此成为耐事故燃料包壳候选材料之一。本文在重点分析FeCrAl合金失水事故行为特性国内外研究现状基础上,获得了一套适用于FeCrAl包壳失水事... 福岛核事故后,FeCrAl合金由于具有优秀的高温力学性能、良好的抗高温氧化性和抗辐照肿胀能力,因此成为耐事故燃料包壳候选材料之一。本文在重点分析FeCrAl合金失水事故行为特性国内外研究现状基础上,获得了一套适用于FeCrAl包壳失水事故安全分析的关键基础模型和失效准则:首先,基于失水事故工况下包壳热-机械特性分析,确定了失水事故安全分析所需FeCrAl包壳关键基础模型;其次,根据国内外FeCrAl合金高温氧化实验和理论研究分析评价,推荐采用Robb氧化模型预测FeCrAl合金高温氧化速率;第三,基于国内外FeCrAl合金高温蠕变实验数据分析,开发了基于Norton蠕变定律的FeCrAl包壳高温蠕变模型;第四,基于国内外FeCrAl合金包壳高温爆破实验数据分析,开发了FeCrAl包壳高温爆破模型,初步确定了FeCrAl合金包壳高温爆破应变;最后,基于FeCrAl合金高温氧化失效实验研究结果,确定了失水事故工况FeCrAl包壳高温失效温度。 展开更多
关键词 FeCrAl包壳 失水事故 关键基础模型 综述和评价
在线阅读 下载PDF
中国原子能科学研究院加速器驱动次临界核能系统关键技术突破与工程实践
16
作者 张金山 秦博 +8 位作者 宁通 张靖驰 钱燕悦 孙志勇 余华金 王荣东 龙斌 朱庆福 杨红义 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第9期2134-2143,共10页
加速器驱动次临界系统(ADS)作为革新型核能技术,在核废料嬗变、低碳能源供给及核燃料闭式循环领域展现了重要的战略价值。中国原子能科学研究院(简称原子能院)自21世纪初以来牵头国内ADS研究,针对系统物理特性、液态金属冷却剂工艺、耐... 加速器驱动次临界系统(ADS)作为革新型核能技术,在核废料嬗变、低碳能源供给及核燃料闭式循环领域展现了重要的战略价值。中国原子能科学研究院(简称原子能院)自21世纪初以来牵头国内ADS研究,针对系统物理特性、液态金属冷却剂工艺、耐腐蚀抗辐照材料及次临界反应堆设计等核心技术挑战,历经20余年技术攻关,在堆物理、铅铋合金控氧净化、散裂靶-堆芯耦合设计以及耐蚀结构材料研发等关键技术取得突破,支撑加速器驱动嬗变研究装置(CiADS)项目的工程实践,为国家能源战略提供有力支撑。当前,人工智能技术的发展突飞猛进,为ADS的发展带了新的机遇,原子能院正积极开展相关研究,以推动ADS相关技术升级。 展开更多
关键词 加速器驱动次临界系统 核废料嬗变 加速器驱动嬗变研究装置 人工智能
在线阅读 下载PDF
一体化快堆包壳用ODS合金的研制
17
作者 李静 李峻宏 +5 位作者 冯伟 熊良银 刘实 刘一哲 李依依 周培德 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第S1期148-158,共11页
氧化物弥散强化(oxide dispersion strengthened,ODS)合金因为其优异的高温力学性能、耐辐照肿胀性能和耐腐蚀性能成为第4代裂变反应堆及一体化快堆包壳的优选结构材料,其杰出的综合性能与基体中弥散分布的、尺寸细小的纳米析出相密不... 氧化物弥散强化(oxide dispersion strengthened,ODS)合金因为其优异的高温力学性能、耐辐照肿胀性能和耐腐蚀性能成为第4代裂变反应堆及一体化快堆包壳的优选结构材料,其杰出的综合性能与基体中弥散分布的、尺寸细小的纳米析出相密不可分。通过机械合金化和热等静压工艺,研制了两组12Cr-ODS FeCr合金。采用旋转锻造和冷轧工艺实现ODS合金棒材和包壳管材的制备,并开展纳米析出相分析、力学性能测试及热物理性能检测。结果表明,两组合金中的纳米氧化物主要为立方结构的Y_(2)Ti_(2)O_(7),尺寸细小且弥散分布;少量C元素的添加增加纳米析出相的颗粒尺寸。纳米析出相在合金中的弥散分布不影响材料体系的膨胀系数和热导率,但是影响材料的比热容,增加材料在高温条件下的热惯性。由于合金内纳米析出相的高密度析出及其对位错和晶界的强钉扎,ODS合金棒材表现出优异的抗高温蠕变性能,ODS合金管材表现出优异的高温拉伸性能。 展开更多
关键词 包壳材料 氧化物弥散强化合金 纳米析出相 高温力学性能
在线阅读 下载PDF
流量分配裙对反应堆流动特性影响的试验研究
18
作者 孟洋 廖恒基 +9 位作者 张嘉琪 丁雷 姜达郁 王盛 胡俊 杨祖毛 幸奠川 姜林 沈凯 眭曦 《核科学与工程》 北大核心 2025年第3期400-409,共10页
第三代压水反应堆在下腔室布置新型流量分配裙结构,用于优化反应堆内部流动特性。研究安装流量分配裙和不安装流量分配裙时的反应堆流动阻力系数、堆芯入口流量分配因子和下腔室交混因子,进行定量对比分析,为反应堆热工水力设计和安全... 第三代压水反应堆在下腔室布置新型流量分配裙结构,用于优化反应堆内部流动特性。研究安装流量分配裙和不安装流量分配裙时的反应堆流动阻力系数、堆芯入口流量分配因子和下腔室交混因子,进行定量对比分析,为反应堆热工水力设计和安全分析提供试验依据。试验结果表明:安装流量分配裙后反应堆入出口总阻力系数降低约1.4%;流量分配裙在各种环路运行工况下均能够改善堆芯入口流量分配,回路运行环路数越少改善效果越明显;安装流量分配裙后下腔室流动交混剧烈程度明显降低。 展开更多
关键词 流量分配裙 整体水力模拟 阻力系数 流量分配 下腔室交混
在线阅读 下载PDF
基于栅元嵌套网格的停堆剂量率方法初步验证及应用
19
作者 郑征 夏春梅 +4 位作者 梅其良 解均涵 史涛 高静 王梦琪 《强激光与粒子束》 北大核心 2025年第9期118-124,共7页
停堆剂量率计算分析是核反应堆辐射安全的重要内容。为了分析车载微型移动核电源的停堆剂量率,研究了基于栅元嵌套网格的停堆剂量率计算方法。该方法在严格两步法的计算框架下,对活化光子源的抽样方法进行了改进。通过构建几何简单的包... 停堆剂量率计算分析是核反应堆辐射安全的重要内容。为了分析车载微型移动核电源的停堆剂量率,研究了基于栅元嵌套网格的停堆剂量率计算方法。该方法在严格两步法的计算框架下,对活化光子源的抽样方法进行了改进。通过构建几何简单的包围盒,抽样得到源栅元内的粒子分布,从而提高了抽样效率和精度。在国际热核聚变实验堆(ITER)停堆剂量率基准题中进行了验证,该方法与参考解符合较好。基于该方法开展了兆瓦级车载微型移动核电源Megapower的停堆剂量率分析,计算结果表明热管贯穿端剂量率水平相对较高。该方法可用于反应堆停堆剂量率的计算分析,能够准确评估结构材料活化源及其产生的剂量率,对于反应堆屏蔽设计、维修计划的制定及退役具有重要的参考意义。 展开更多
关键词 停堆剂量率 严格两步法 源粒子抽样 ITER基准题 Megapower
在线阅读 下载PDF
空间核反应堆电源风险安全目标研究
20
作者 胡文军 李世锐 +2 位作者 任丽霞 骆志平 刘森林 《原子能科学技术》 北大核心 2025年第9期2042-2047,共6页
本文针对空间核反应堆电源(简称空间堆)在各阶段面临的安全风险特点,参考传统地面核设施安全目标的制定方法,研究适用于空间堆的安全目标体系。通过分析空间堆发射阶段的安全风险以及核电厂安全目标的制定过程及内涵,结合航天行业安全... 本文针对空间核反应堆电源(简称空间堆)在各阶段面临的安全风险特点,参考传统地面核设施安全目标的制定方法,研究适用于空间堆的安全目标体系。通过分析空间堆发射阶段的安全风险以及核电厂安全目标的制定过程及内涵,结合航天行业安全风险定量化数据,参考国际空间堆安全的相关法规标准,系统性地提出了“定性-定量-概率”3个层次的空间堆风险安全目标体系:定性安全目标要求保护地球生态圈免受明显辐照风险、对外层空间轨道无显著污染附加风险、对航天器无额外事故风险;定量安全目标限定设计基准事故对个人的最大有效剂量≤5 mSv,且空间堆故障导致航天器灾难性故障的风险需与其他电源相当;概率安全目标包括发射事故下意外临界条件概率小于10^(-3)、运行阶段因堆故障致航天器灾难性故障概率小于10^(-2)、运行阶段航天器解体概率小于10^(-5)。本文提出空间堆3个层次的风险安全目标体系,可系统性指导空间堆安全设计与风险评估,为空间堆安全标准制定提供理论支撑。 展开更多
关键词 空间核反应堆 风险 安全目标
在线阅读 下载PDF
已选择0条
导出题录 引用分析
参考文献
引证文献
 统计分析
检索结果
已选文献
上一页 1 2 … 250 下一页 到第 页
关于我们 | 版权声明 | 联系我们 | 帮助中心| 意见反馈
主办单位：上海市教育委员会
技术支持：重庆维普资讯有限公司
渝公网安备 50019002500403号
使用帮助 返回顶部