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题名核动力反应堆零功率物理试验的多普勒发热点测量试验
被引量：3
- 1
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作者
黄礼渊
付国恩
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机构
中国核动力研究设计院反应堆工程研究所
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出处
《核电子学与探测技术》
CAS
北大核心
2015年第2期138-140,145,共4页
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文摘
为了定量确定零功率物理试验功率的上限,在反应堆零功率物理试验中,利用数字反应性仪测量多普勒发热点,以确定试验功率的范围、保证试验精度。叙述了本次多普勒发热点测量试验的原理、试验仪器、试验方法、试验结果及数据处理方法等,试验结果表明:利用数字反应性仪测得的反应性经过修正后可以准确地判断多普勒发热点,可为后续物理试验提供参考。
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关键词
核动力反应堆
多普勒发热点
数字反应性仪
反应性测量
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Keywords
nuclear power reactor
Doppler heating starting point
digital reactivity meter
reactivity measurement
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分类号
TL375.5
[核科学技术—核技术及应用]
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题名核动力反应堆压力系数测量
- 2
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作者
黄礼渊
代启东
付国恩
阳林锋
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机构
中国核动力研究设计院反应堆工程研究所
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出处
《核电子学与探测技术》
CAS
北大核心
2020年第1期6-9,共4页
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文摘
介绍了核动力反应堆压力系数测量方法.该方法利用反应堆压力变化会引起反应性变化的特性,用数字反应性仪和压力表测量多个温度测点的压力系数,拟合得到压力系数曲线,即可获得反应堆各温度点的压力系数值;还利用MCNP程序作压力系数校核计算,计算表明,校核计算结果与试验结果符合得很好.获得的反应堆压力系数值,用于指导反应堆运行及试验,对反应堆安全有重要意义.
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关键词
数字反应性仪
核动力反应堆
压力系数
反应性测量
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Keywords
digital reactivity meter
nuclear power reactor
pressure coefficient
reactivity measurement
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分类号
TL375.5
[核科学技术—核技术及应用]
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题名核工业用高性能锆合金的研究
被引量：43
- 3
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作者
赵文金
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机构
中国核动力研究设计院
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出处
《稀有金属快报》
CSCD
2004年第5期15-20,共6页
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文摘
介绍了国外开发与研究锆合金的现状,着重概述了我国高性能锆合金的研究结果。我国在跟踪国际锆合金发展的同时,不但通过对锆-4合金耐腐蚀性能的改进研究,研制出了具有工艺代表性的改进型锆-4合金包壳材料,而且开发了2种新型锆合金。新型锆合金的堆外性能研究结果表明,其抗疖状耐腐蚀性能、抗吸氢性能大大优于锆-4合金,其他性能好于锆-4合金或与锆-4合金相当,新锆合金的综合性能明显优于锆-4合金。
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关键词
锆合金
包壳材料
堆外性能
核燃料元件
核动力反应堆
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分类号
TL341
[核科学技术—核技术及应用]
TG146.414
[金属学及工艺—金属材料]
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题名氢对核用锆合金力学性能的影响
被引量：5
- 4
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作者
崔怡然
杨忠波
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机构
中国核动力研究设计院反应堆燃料及材料重点实验室
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出处
《材料导报》
EI
CAS
CSCD
北大核心
2022年第S02期258-262,共5页
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基金
国家自然科学基金(U1867219)
中核集团集中研发项目资金资助(中核科发[2021]248号)。
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文摘
锆合金因其低热中子吸收截面、优异的高温力学性能和耐腐蚀性能而被广泛应用于核动力反应堆燃料元件包壳及其他堆芯结构材料。但反应堆运行期间锆合金吸氢将影响其力学性能,甚至导致其失效。本文从吸氢机制和吸氢后锆合金力学性能改变两个方面出发,概述了吸氢锆合金力学性能的变化规律。锆合金吸氢更多表现为力学性能的下降,包括拉伸性能、内压爆破性能、蠕变速率和疲劳寿命等;而固溶氢在某些方面上对锆合金表现出与氢化物不同的影响规律,被认为可以通过激活位错运动机制来提高合金的蠕变速率,延长疲劳寿命等,因此可通过控制锆合金中的氢含量而获得力学性能达到工业要求的合金。后续除完善现有实验数据外,有必要分别深入研究氢化物及固溶氢对锆合金力学性能的影响机制。
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关键词
核动力反应堆
锆合金
吸氢
力学性能
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Keywords
nuclear power reactor
zirconium alloy
hydrogen absorption
mechanical property
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分类号
TL341
[核科学技术—核技术及应用]
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题名印度加快核电建设
- 5
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出处
《中国电力》
CSCD
北大核心
2005年第12期98-98,共1页
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文摘
印度科学家依靠本国技术建造的首座540MW加压重水反应堆（PHWR）已达到临界点。这座核电站位于印度马哈拉施特拉邦的塔拉普尔，它也是印度至今自行设计建造的最大的核动力反应堆。该核反应堆的试运转在技术和管理方面实现了多项突破，反应堆的设计结合了现有加压重水反应堆的所有基本特色，如现有的220MW装置的安全特点，多种快速反应独立关闭系统、高压堆芯紧急冷却系统、双重密封、有冗余多样性等安全目标的辅助控制定、避免常见故障等，都已融入到540MW装置的设计制造中。另外，通过设计创新提高了核电站零部件的国产化。
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关键词
核电建设
印度
重水反应堆
核动力反应堆
设计建造
安全目标
核反应堆
关闭系统
快速反应
冷却系统
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分类号
TL423.064
[核科学技术—核技术及应用]
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