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钠冷快堆无保护失流事故和安全特性研究被引量：6: 1; 作者单建强王武军 +1 位作者王学容朱继洲《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2002年第2期113-118,共6页; 建立了钠冷快堆的部件模型;将高次端点浮动法应用于求解钠冷快堆点堆中子动力学方程;将全隐二阶迎风差分格式应用于求解堆芯和中间热交换器的热工模型;对EBR-Ⅱ快堆无停堆保护失流事故（LOFWS）进行了分析计算,并将计算结果和NATDEMO程... 展开更多; 关键词钠冷快堆失流事故安全特性快中子增殖反应堆事故分析中子动力学; 在线阅读下载PDF 职称材料

贮液容器爆炸事故中的载荷模型及能量释放分析被引量：1: 2; 作者刘闯张雄陆明万《压力容器》 2004年第7期23-27,共5页; 对贮液容器内部低速炸药爆炸载荷模型的选取及其能量释放的分析进行了研究。以液态金属快中子增殖反应堆的假想堆芯破损事故为例 ,评价了国外采用的各种低速炸药爆炸载荷计算模型及事故中总释放能量的估计方法 ,提出用能量释放总量来反... 展开更多; 关键词低速爆炸载荷能量释放快中子增殖反应堆假想堆芯破损事故; 在线阅读下载PDF 职称材料

高温与液压对快堆座式主容器屈曲的影响: 3; 作者沈成康沈渊《同济大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第3期253-257,共5页; 讨论了快中子增殖反应堆在运行工况下 ,主容器内液态钠的高温和液压的存在对容器的屈曲行为的影响 .首先用有限元分析了聚氯乙烯圆柱壳容器实验模型在室温和高温、无液压和有液压时在模拟水平地震的水平力和弯矩荷载下的屈曲荷载与屈曲... 展开更多; 关键词座式主容器屈曲高温液压快中子增殖反应堆有限元分析屈曲荷载屈曲模态抗屈曲能力; 在线阅读下载PDF 职称材料

应用改进遗传规划方法的快堆功率控制策略被引量：4: 4; 作者方涛陆道纲段天英《天津大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第12期1105-1109,共5页; 由于快中子增殖反应堆的功率变化与反应性变化会相互影响,因此很难找到一个有明确物理含义的数学模型;而且其衰变功率在非稳态运行条件下,极易引起反应堆功率控制的过冲现象.针对快堆功率控制的这些特点,把改进后的遗传规划方法与反应... 展开更多; 关键词快中子增殖反应堆反应堆功率控制反应性过冲遗传规划方法动态周期方程; 在线阅读下载PDF 职称材料

辐照蠕变寿命外推方法被引量：2: 5; 作者胡靖东轩福贞 +1 位作者张效成刘长军《中国机械工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第24期3014-3019,共6页; 奥氏体不锈钢材料被广泛用于的第四代液态金属快中子增殖反应堆核心构件中,辐照和蠕变损伤耦合作用是影响其寿命的主要模式。为了建立短时辐照蠕变寿命外推的合理方法,在参考用于材料蠕变寿命外推的时间-温度参数法的基础上引入一个量... 展开更多; 关键词快中子增殖反应堆奥氏体不锈钢辐照蠕变寿命外推方法; 在线阅读下载PDF 职称材料

中国实验快堆项目: 6; 《中国科技论坛》 CSSCI 北大核心 2012年第7期F0004-F0004,共1页; 中国实验快堆（CEFR）是国家863计划重大项目，列入了国家中长期科技发展规划前沿技术研发目标。是我国快中子增殖反应堆（快堆）发展的第一步。其核热功率65兆瓦，实验发电功率20兆瓦，是目前世界上为数不多的具备发电功能的实验快堆... 展开更多; 关键词中国实验快堆非能动安全系统快中子增殖反应堆国家863计划科技发展规划安全设计先进核能系统发电功率; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名钠冷快堆无保护失流事故和安全特性研究被引量：6: 1; 作者单建强王武军王学容朱继洲; 机构西安交通大学; 出处《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心 2002年第2期113-118,共6页; 文摘建立了钠冷快堆的部件模型;将高次端点浮动法应用于求解钠冷快堆点堆中子动力学方程;将全隐二阶迎风差分格式应用于求解堆芯和中间热交换器的热工模型;对EBR-Ⅱ快堆无停堆保护失流事故（LOFWS）进行了分析计算,并将计算结果和NATDEMO程序的计算结果进行了比较,两者符合良好。最后以EBR-Ⅱ为例分析了主泵情转时间对快堆在失流工况下的固有安全特性的影响。; 关键词钠冷快堆失流事故安全特性快中子增殖反应堆事故分析中子动力学; Keywords LMFBR model accident analysis inherent safety; 分类号 TL433 [核科学技术—核技术及应用] TL364.4 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名贮液容器爆炸事故中的载荷模型及能量释放分析被引量：1: 2; 作者刘闯张雄陆明万; 机构清华大学; 出处《压力容器》 2004年第7期23-27,共5页; 基金国家环保总局核安全司主持的国家高技术研究发展 (八六三 )计划课题资助; 文摘对贮液容器内部低速炸药爆炸载荷模型的选取及其能量释放的分析进行了研究。以液态金属快中子增殖反应堆的假想堆芯破损事故为例 ,评价了国外采用的各种低速炸药爆炸载荷计算模型及事故中总释放能量的估计方法 ,提出用能量释放总量来反推载荷模型初始条件的“5 %截断准则”。; 关键词低速爆炸载荷能量释放快中子增殖反应堆假想堆芯破损事故; Keywords low density explosion load energy release Liquid-Metal Fast Breeder Reactor (LMFBR) Hypothetical Core Disruptive Accident (HCDA); 分类号 O38 [理学—流体力学]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名高温与液压对快堆座式主容器屈曲的影响: 3; 作者沈成康沈渊; 机构同济大学结构工程与防灾研究所; 出处《同济大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心 2002年第3期253-257,共5页; 基金国家科学技术部'九五'攻关资助项目 '八六三'计划资助项目 ( 96-G0 1-0 2 -0 6); 文摘讨论了快中子增殖反应堆在运行工况下 ,主容器内液态钠的高温和液压的存在对容器的屈曲行为的影响 .首先用有限元分析了聚氯乙烯圆柱壳容器实验模型在室温和高温、无液压和有液压时在模拟水平地震的水平力和弯矩荷载下的屈曲荷载与屈曲模态 ,高温使容器壁的弹性模量降低 ,从而使容器抗屈曲能力降低 ,而液压的存在使抗屈曲能力增加 .计算结果与实验结果吻合得很好 .然后用同一程序计算了中国实验快堆钠池主容器在室温和高温、无液压和有液压时在模拟水平地震的水平力和弯矩荷载下的静态屈曲荷载与屈曲模态 ,由于屈曲发生在主容器的裙座 ,不是在有液体的主圆柱壳上。; 关键词座式主容器屈曲高温液压快中子增殖反应堆有限元分析屈曲荷载屈曲模态抗屈曲能力; Keywords fast breed reactor bottom-supported main vessel buckle high temperature hydraulic pressure; 分类号 TL433 [核科学技术—核技术及应用] TL351.6 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名应用改进遗传规划方法的快堆功率控制策略被引量：4: 4; 作者方涛陆道纲段天英; 机构华北电力大学核科学与工程学院中国原子能科学研究院中国实验快堆工程部; 出处《天津大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心 2012年第12期1105-1109,共5页; 基金日本原子力安全协会资助计划NREP(nuclear researchers exchange program)资助项目(FY2010); 文摘由于快中子增殖反应堆的功率变化与反应性变化会相互影响,因此很难找到一个有明确物理含义的数学模型;而且其衰变功率在非稳态运行条件下,极易引起反应堆功率控制的过冲现象.针对快堆功率控制的这些特点,把改进后的遗传规划方法与反应堆动态周期方程相结合,得到了一个反应性控制的预测模型,同时对该模型进行了仿真验证.验证结果表明,该反应性预测模型的预测值与实测值吻合很好,总反应性的相对误差率甚至不超过1%,从而可以看出在整个控制过程中没有明显的过冲现象出现,模型性能良好.; 关键词快中子增殖反应堆反应堆功率控制反应性过冲遗传规划方法动态周期方程; Keywords fast breeder reactor reactor power manipulation reactivity over-shooting genetic programmingapproach dynamic period equation; 分类号 TL361 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名辐照蠕变寿命外推方法被引量：2: 5; 作者胡靖东轩福贞张效成刘长军; 机构华东理工大学承压系统与安全教育部重点实验室; 出处《中国机械工程》 EI CAS CSCD 北大核心 2018年第24期3014-3019,共6页; 基金国家自然科学基金资助项目(51475167); 文摘奥氏体不锈钢材料被广泛用于的第四代液态金属快中子增殖反应堆核心构件中,辐照和蠕变损伤耦合作用是影响其寿命的主要模式。为了建立短时辐照蠕变寿命外推的合理方法,在参考用于材料蠕变寿命外推的时间-温度参数法的基础上引入一个量纲一的辐照影响系数,根据辐照-时间-温度参数法推导出了含辐照影响系数的Lason-Miller参数方程和Dorn参数方程,并通过快堆内辐照蠕变数据进行了验证。新定义的辐照影响系数基本呈随温度上升先降后稳的趋势。; 关键词快中子增殖反应堆奥氏体不锈钢辐照蠕变寿命外推方法; Keywords fast breeder reactor austenite stainless steel irradiation creep life extrapolation method; 分类号 O345 [理学—固体力学]; 在线阅读下载PDF 职称材料

题名中国实验快堆项目: 6; 出处《中国科技论坛》 CSSCI 北大核心 2012年第7期F0004-F0004,共1页; 文摘中国实验快堆（CEFR）是国家863计划重大项目，列入了国家中长期科技发展规划前沿技术研发目标。是我国快中子增殖反应堆（快堆）发展的第一步。其核热功率65兆瓦，实验发电功率20兆瓦，是目前世界上为数不多的具备发电功能的实验快堆，该技术方案符合世界快堆发展趋势，主要参数和系统设置接近商用快堆，具备了大部分原型快堆的一些结构特点，适宜于向下一步商用快堆电站跨越。中国实验快堆还采用了负反馈设计、非能动安全系统等前瞻性安全设计，以保证环境和公众的绝对安全，其安全特性指标已达到第四代先进核能系统的要求。; 关键词中国实验快堆非能动安全系统快中子增殖反应堆国家863计划科技发展规划安全设计先进核能系统发电功率; 分类号 TL433 [核科学技术—核技术及应用]; 在线阅读下载PDF 职称材料

	题名	作者	出处	发文年	被引量	操作
1	钠冷快堆无保护失流事故和安全特性研究	单建强王武军王学容朱继洲	《核科学与工程》 CAS CSCD 北大核心	2002	6	在线阅读下载PDF 职称材料
2	贮液容器爆炸事故中的载荷模型及能量释放分析	刘闯张雄陆明万	《压力容器》	2004	1	在线阅读下载PDF 职称材料
3	高温与液压对快堆座式主容器屈曲的影响	沈成康沈渊	《同济大学学报（自然科学版）》 EI CAS CSCD 北大核心	2002	0	在线阅读下载PDF 职称材料
4	应用改进遗传规划方法的快堆功率控制策略	方涛陆道纲段天英	《天津大学学报》 EI CAS CSCD 北大核心	2012	4	在线阅读下载PDF 职称材料
5	辐照蠕变寿命外推方法	胡靖东轩福贞张效成刘长军	《中国机械工程》 EI CAS CSCD 北大核心	2018	2	在线阅读下载PDF 职称材料
6	中国实验快堆项目		《中国科技论坛》 CSSCI 北大核心	2012	0	在线阅读下载PDF 职称材料